临界热通量下反应堆压力容器的极限承载能力研究

来源：机械工程学报杂志2017年第2期北京时间：

作者：朱建伟, 毛剑峰, 李曰兵, 包士毅, 高增梁

单位：1. 浙江工业大学化工机械设计研究所 杭州 310032; 2. 湖州职业技术学院机电与汽车工程学院 湖州 313000; 3. 浙江工业大学过程装备及其再制造教育部工程研究中心 杭州 310032

摘要：熔融物堆内滞留(In-vessel retention， IVR)已成为核电厂处理堆芯熔融严重事故的一种有效管理策略。为使IVR成功，既要满足热失效准则，保证反应堆压力容器(Reactor pressure vessel， RPV)的局部热通量低于堆腔内冷却剂的临界热通量(Critical heat flux， CHF)，也要确保RPV的压力边界完整性，避免发生结构失效。为此，需要对CHF下RPV的结构完整性进行分析。对CHF下某堆型的RPV进行热分析，得到了RPV器壁局部熔化后的有效几何模型和沿壁厚的温度分布。进而，考虑热载荷和压力载荷作用，对该RPV模型进行极限载荷分析和IVR 72 h蠕变分析，确定RPV的极限承载能力。结果表明，IVR 初始时刻4.9 MPa内压作用下该RPV最薄器壁径向截面全面屈服，达到对应的极限条件;72 h后3.6 MPa内压下的最大局部蠕变应变为4.1%，而3.7 MPa下则高达42.5%。因此，可将3.6 MPa视为该堆型RPV在CHF工况下72 h内的极限载荷。

关键词：堆内滞留,反应堆压力容器,极限承载能力,蠕变,临界热通量；

基金资助：* 国家自然科学基金(51575489， 51505425)、浙江省公益类重点(2014C23001)和湖州市自然科学基金(2014YZ03)资助项目; 20160322收到初稿，20160722收到修改稿;