基于概率分析的反應(yīng)堆壓力容器缺陷評定方法.pdf

1、反應(yīng)堆壓力容器(Reactor Pressure Vessels，RPV)作為核電站中主要的承壓部件之一，必須保證其在壽命期內(nèi)的結(jié)構(gòu)完整性，防止其破裂致使放射性產(chǎn)物釋放和泄漏。然而，在反應(yīng)堆運行過程中的一些非正常工況可能引起RPV經(jīng)受承壓熱沖擊(PressurizedThermal Shock，PTS)瞬態(tài)。隨著核電廠運行接近壽命末期，快中子輻照會導(dǎo)致材料的斷裂韌性下降，此時嚴重的PTS瞬態(tài)就可能引起內(nèi)表面附近區(qū)域的缺陷快速擴展并穿透壁

2、厚。因此，需對這些缺陷進行評定，以保證核電站的安全運行。
　　世界各國對核安全的表述均以限制放射性物質(zhì)泄漏的頻率為基礎(chǔ)，而現(xiàn)行的缺陷評定方法多是采用以安全系數(shù)為依據(jù)的確定性斷裂力學(xué)方法，不能直接給出結(jié)構(gòu)的失效概率，因而不能直接回應(yīng)以放射性物質(zhì)泄漏頻率表述的核安全要求。概率分析方法以失效概率形式表述分析結(jié)果，與核安全要求的形式相一致，但需概率分析程序與詳細的輸入?yún)?shù)分布，計算量大，直接用于工程評定尚存在困難。因此，本文在深入分析確定

3、性評定方法和概率評定方法的基礎(chǔ)上，在兩者之間的關(guān)系上做出了一些較有價值的嘗試和探索。本文的主要工作和成果如下:
　　1)在線彈性斷裂判據(jù)下采用概率充分系數(shù)建立了確定性分析中單一安全系數(shù)與概率分析中失效概率之間的關(guān)系。同時，對基于安全系數(shù)的確定性缺陷驗收準則，提出了滿足準則時結(jié)構(gòu)的臨界失效概率分析方法，并對ASME第XI卷中的安全系數(shù)進行了分析，發(fā)現(xiàn)在所假設(shè)條件下滿足其安全系數(shù)時的結(jié)構(gòu)臨界失效概率并不滿足核安全要求。
　　2)

4、基于對數(shù)正態(tài)分布，建立了含缺陷結(jié)構(gòu)評定中分安全系數(shù)的計算表達式，可依據(jù)裂紋尺寸、斷裂韌性及載荷的變異系數(shù)計算相應(yīng)分安全系數(shù)。同時，提出了一套用于含缺陷結(jié)構(gòu)完整性評定的分安全系數(shù)校準的簡化分析方法。針對RPV的缺陷評定，分析了其中涉及的不確定性因素，按不同工況下的失效概率要求，給出了相應(yīng)工況下的分安全系數(shù)建議值，并進行校驗。
　　3)針對斷裂韌性數(shù)據(jù)的統(tǒng)計處理分析方法，分析了3試樣最小值等效方法的統(tǒng)計意義。當試驗數(shù)據(jù)大于3個且不超過

5、15個時，3試樣最小值處理方法仍有18.5％可能比ASME下限曲線高估了斷裂韌性特征值，但隨著樣本數(shù)量的增加這種被高估的可能性會降低。其次，基于分布類型和主曲線提出了給定置信度和概率要求下斷裂韌性特征值計算方法及試樣要求。研究表明，對于樣本量不超過6個時宜采用Weibull分布，而樣本量超過6個時可以采用對數(shù)正態(tài)分布，較為便捷。
　　4)針對PTS條件下含缺陷RPV的結(jié)構(gòu)完整性，分別按確定性分析方法和概率分析方法進行了研究。根據(jù)確

6、定性分析方法，得到了在預(yù)置缺陷下PTS許用參考溫度，分析了在假定PTS工況下裂紋的臨界尺寸及其快速斷裂行為?；赑FM開發(fā)了RPV PTS概率分析軟件原型，并對某RPV在典型PTS下的結(jié)構(gòu)完整性進行了分析。結(jié)果表明該RPV在60年設(shè)計壽命下RPV的失效頻率低于核安全要求值。
　　然而，受制于現(xiàn)有數(shù)據(jù)的缺乏，本文也只對基于概率分析的RPV缺陷評定方法進行了研究探索，距工程應(yīng)用尚需進一步的驗證。今后，應(yīng)建立數(shù)據(jù)的積累機制，健全國產(chǎn)材料