承压热冲击下反应堆压力容器的概率评定进展与案例分析

来源：机械工程学报杂志2015年第20期北京时间：

作者：高增梁, 李曰兵, 雷月葆

单位：1.浙江工业大学化工机械设计研究所 杭州 310032; 2.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：在压水堆核电站运行中，某些工况可能会使反应堆压力容器(Reactor pressure vessels, RPV)经受承压热冲击(Pressurized thermal shock, PTS)瞬态，这给含缺陷RPV的结构完整性带来了一定的挑战。简要介绍含缺陷RPV在PTS条件下的筛选准则及其结构完整性评定方法，重点阐述PTS下含缺陷RPV的概率评定方法。概率评定方法采用概率断裂力学(Probabilistic fracture mechanics, PFM)分析，主要内容包括不确定因素统计分析(裂纹检出率、裂纹尺寸、材料性能等)、裂纹启裂模型及穿透模型等。此外，还对适用于PTS分析的典型PFM程序进行评价。在此基础上，针对典型RPV利用自主开发的PFM程序进行两个典型PTS瞬态的案例分析和结构完整性评定。分析结果表明在60年设计寿命内分析瞬态下该RPV的失效频率低于核安全要求值。结合目前我国核电发展，针对PTS下RPV结构完整性概率评定提出几点建议。

关键词：承压热冲击,反应堆压力容器,概率断裂力学,结构完整性评定；

基金资助：国家自然科学基金(51205356)和浙江省公益类重点(2014C23001)资助项目