版權(quán)說(shuō)明:本文檔由用戶提供并上傳,收益歸屬內(nèi)容提供方,若內(nèi)容存在侵權(quán),請(qǐng)進(jìn)行舉報(bào)或認(rèn)領(lǐng)
文檔簡(jiǎn)介
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(yùn)行過(guò)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(yùn)行接近壽命末期,快中子輻照會(huì)導(dǎo)致材料的斷裂韌性下降,此時(shí)嚴(yán)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(kuò)展并穿透壁
2、厚。因此,需對(duì)這些缺陷進(jìn)行評(píng)定,以保證核電站的安全運(yùn)行。
世界各國(guó)對(duì)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(píng)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(xì)的輸入?yún)?shù)分布,計(jì)算量大,直接用于工程評(píng)定尚存在困難。因此,本文在深入分析確定
3、性評(píng)定方法和概率評(píng)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(jià)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(shí),對(duì)基于安全系數(shù)的確定性缺陷驗(yàn)收準(zhǔn)則,提出了滿足準(zhǔn)則時(shí)結(jié)構(gòu)的臨界失效概率分析方法,并對(duì)ASME第XI卷中的安全系數(shù)進(jìn)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(shí)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(duì)數(shù)正態(tài)分布,建立了含缺陷結(jié)構(gòu)評(píng)定中分安全系數(shù)的計(jì)算表達(dá)式,可依據(jù)裂紋尺寸、斷裂韌性及載荷的變異系數(shù)計(jì)算相應(yīng)分安全系數(shù)。同時(shí),提出了一套用于含缺陷結(jié)構(gòu)完整性評(píng)定的分安全系數(shù)校準(zhǔn)的簡(jiǎn)化分析方法。針對(duì)RPV的缺陷評(píng)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(jìn)行校驗(yàn)。
3)針對(duì)斷裂韌性數(shù)據(jù)的統(tǒng)計(jì)處理分析方法,分析了3試樣最小值等效方法的統(tǒng)計(jì)意義。當(dāng)試驗(yàn)數(shù)據(jù)大于3個(gè)且不超過(guò)
5、15個(gè)時(shí),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(huì)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(jì)算方法及試樣要求。研究表明,對(duì)于樣本量不超過(guò)6個(gè)時(shí)宜采用Weibull分布,而樣本量超過(guò)6個(gè)時(shí)可以采用對(duì)數(shù)正態(tài)分布,較為便捷。
4)針對(duì)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(jìn)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(kāi)發(fā)了RPV PTS概率分析軟件原型,并對(duì)某RPV在典型PTS下的結(jié)構(gòu)完整性進(jìn)行了分析。結(jié)果表明該RPV在60年設(shè)計(jì)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(duì)基于概率分析的RPV缺陷評(píng)定方法進(jìn)行了研究探索,距工程應(yīng)用尚需進(jìn)一步的驗(yàn)證。今后,應(yīng)建立數(shù)據(jù)的積累機(jī)制,健全國(guó)產(chǎn)材料
溫馨提示
- 1. 本站所有資源如無(wú)特殊說(shuō)明,都需要本地電腦安裝OFFICE2007和PDF閱讀器。圖紙軟件為CAD,CAXA,PROE,UG,SolidWorks等.壓縮文件請(qǐng)下載最新的WinRAR軟件解壓。
- 2. 本站的文檔不包含任何第三方提供的附件圖紙等,如果需要附件,請(qǐng)聯(lián)系上傳者。文件的所有權(quán)益歸上傳用戶所有。
- 3. 本站RAR壓縮包中若帶圖紙,網(wǎng)頁(yè)內(nèi)容里面會(huì)有圖紙預(yù)覽,若沒(méi)有圖紙預(yù)覽就沒(méi)有圖紙。
- 4. 未經(jīng)權(quán)益所有人同意不得將文件中的內(nèi)容挪作商業(yè)或盈利用途。
- 5. 眾賞文庫(kù)僅提供信息存儲(chǔ)空間,僅對(duì)用戶上傳內(nèi)容的表現(xiàn)方式做保護(hù)處理,對(duì)用戶上傳分享的文檔內(nèi)容本身不做任何修改或編輯,并不能對(duì)任何下載內(nèi)容負(fù)責(zé)。
- 6. 下載文件中如有侵權(quán)或不適當(dāng)內(nèi)容,請(qǐng)與我們聯(lián)系,我們立即糾正。
- 7. 本站不保證下載資源的準(zhǔn)確性、安全性和完整性, 同時(shí)也不承擔(dān)用戶因使用這些下載資源對(duì)自己和他人造成任何形式的傷害或損失。
最新文檔
- 反應(yīng)堆壓力容器承壓熱沖擊分析.pdf
- 反應(yīng)堆壓力容器輻照監(jiān)督的研究.pdf
- AP1000反應(yīng)堆壓力容器裂紋擴(kuò)展分析.pdf
- 田灣核電站反應(yīng)堆壓力容器老化機(jī)理分析
- 反應(yīng)堆壓力容器模擬體三維瞬態(tài)耦合密封分析.pdf
- 基于SN方法的反應(yīng)堆壓力容器快中子注量率計(jì)算方法研究.pdf
- 反應(yīng)堆壓力容器超聲無(wú)損檢測(cè)數(shù)據(jù)處理的研究.pdf
- 新型反應(yīng)堆壓力容器三維瞬態(tài)密封分析程序系統(tǒng)研制.pdf
- 壓力容器接管區(qū)缺陷評(píng)定方法研究及缺陷評(píng)定軟件開(kāi)發(fā).pdf
- 10836.帶軸向半橢圓表面裂紋的反應(yīng)堆壓力容器的彈塑性分析
- 反應(yīng)堆壓力容器金屬C形密封環(huán)數(shù)值模擬與實(shí)驗(yàn)研究.pdf
- 反應(yīng)堆壓力容器整體法蘭封頭鍛造工藝數(shù)值模擬.pdf
- 含缺陷電廠壓力容器應(yīng)力分析及安全評(píng)定.pdf
- 核反應(yīng)堆壓力容器用鋼及其結(jié)構(gòu)的斷裂韌性研究.pdf
- 反應(yīng)堆壓力容器金屬O形密封環(huán)的數(shù)值模擬與試驗(yàn)研究.pdf
- 壓力容器的失效損失評(píng)定方法
- 聚變反應(yīng)堆概率安全分析方法研究.pdf
- 基于J-A2方法的斷裂韌性轉(zhuǎn)化與反應(yīng)堆壓力容器斷裂韌性預(yù)測(cè)研究.pdf
- 含缺陷壓力容器安全評(píng)定專家系統(tǒng).pdf
- 壓力容器強(qiáng)度分析與安全評(píng)定.pdf
評(píng)論
0/150
提交評(píng)論