林 萍,杨森皓,陈旭鹏,银建中,韩志远,谢国山

(1.大连理工大学 化工学院,辽宁大连 116024;2.中国特种设备检测研究院,北京 100029)

0 引言

安全性是核电研究的重中之重,反应堆压力容器(RPV)作为核电站中包容反应堆活性区的重要设备和安全屏障,长期在高温高压高辐照的恶劣工况下服役。当失水事故(LOCA)发生时,反应堆快速停堆,主冷却剂流量降低,应急堆芯冷却系统(ECCS)启动,低温安注水大量注入环腔,产生较大温度梯度,进而产生热应力,与压力的共同作用下产生承压热冲击(PTS)现象[1],使RPV内壁产生裂纹缺陷并持续扩展或使原有缺陷出现扩展[2],甚至有泄漏风险。因而如何更精确地评估PTS现象下RPV的完整性,是目前亟待解决的问题。

PTS工况下,反应堆停堆后由于堆芯内剩余裂变和中子俘获产物衰变产生功率,其功率是一个逐渐下降的过程,开始时下降速度很快,达到一定数值后,下降速度变得缓慢。虽然此值只有稳态功率的百分之几,但仍然对壁面温度的变化有阻碍作用[3-4],直接影响PTS分析结果。马梓淇等[5]在对AP1000型号的RPV在PTS事故下的热应力数值模拟时,考虑了1 MW/m3堆芯热功率的影响。杨森皓等[6]基于三回路RPV模型,进行了PTS瞬态模拟与断裂分析,也设置了1 MW/m3的堆芯衰变热,并对比了传统无堆芯衰变热的计算结果,得到两种PTS事故工况下的衰变热的影响情况。文献[5-6]中均考虑了衰变热的因素,但是所用的衰变热绝对值偏小,且未考虑衰变热是动态变化的过程。

在运行过程中,堆芯区域由于快中子长期辐照导致RPV材料脆化,韧脆转变温度升高[7]。……