羅家成 張士朋 羅娟
摘 要:超臨界壓力管內(nèi)冷卻劑運行在水的熱力學臨界點以上,壓力管的結構完整性將影響反應堆的安全運行。在熱瞬態(tài)下,冷卻劑溫差將在壓力管管壁引起很大的應力,再加上管內(nèi)高壓的作用,壓力管內(nèi)表面裂紋缺陷有可能迅速擴展甚至貫穿壁厚。本文基于斷裂力學方法,對超臨界壓力管在熱瞬態(tài)載荷下開展結構完整性分析,獲得壓力管的應力強度因子。計算結果表明在熱瞬態(tài)下,從斷裂力學分析的角度出發(fā),超臨界壓力管的結構完整性能夠保證。
關鍵詞:熱瞬態(tài)載荷 超臨界壓力管 斷裂力學分析 應力強度因子
中圖分類號:O344.3 文獻標識碼:A 文章編號:1672-3791(2015)12(c)-0011-03
作為第四代核能系統(tǒng)中唯一的水冷反應堆,超臨界水冷堆(SCWR)運行在水的熱力學臨界點之上,具有較高的熱效率,堆內(nèi)中子能譜和燃料利用率,滿足安全性、經(jīng)濟性、可持續(xù)性及防范核擴散四項主要篩選準則,因而被確立為一種極具吸引力的第四代先進核能系統(tǒng),逐漸成為世界各核電強國的研發(fā)熱點[1-4]。
與其他第四代核電站不同,世界上從未建設過任何類型的超臨界水冷堆。在超臨界水冷實驗堆正式運行前,要對相關實驗堆進行改進和安全許可申請,使其可以在超臨界水條件下運行,所以要開展與設計分析和安全許可申請相關的實驗研究、結構安全分析等方面的工作。
壓力管作為超臨界水冷堆一回路壓力邊界完整性的重要承壓結構,其結構完整性將影響反應堆的安全運行。該文基于斷裂力學分析方法研究超臨界壓力管在熱瞬態(tài)載荷下的結構完整性,驗證其能否滿足規(guī)范的要求,為開展超臨界壓力管的安全評估提供依據(jù)。
1 壓力管結構及載荷工況
超臨界壓力管內(nèi)徑為19.5 mm,外徑為28.5 mm,材料為08Ch18N10T。由于壓力管的燃料棒活性段受到的中子輻照脆化影響最大,所以選取活性段母材作為分析對象,壓力管整體剖面結構示意圖見圖1。
根據(jù)斷裂力學基本理論以及大量的經(jīng)驗表明:純Ⅰ型表面裂紋是最危險的缺陷形式。在超臨界壓力管的結構完整性分析中,依據(jù)規(guī)范[5]假設在壓力管內(nèi)表面存在一個半橢圓型裂紋,裂紋深度a=0.1 t,裂紋長度2b=0.6 t(t為壓力管壁厚),裂紋示意圖見圖2。
該文分析的超臨界壓力管管壁內(nèi)表面熱瞬態(tài)載荷的壓力和溫度瞬態(tài)曲線如圖3,圖4所示。熱瞬態(tài)工況下壓力管內(nèi)的壓力和溫度在較短時間內(nèi)急劇下降,然后趨于平穩(wěn),并產(chǎn)生較小的壓力和溫度波動。在瞬態(tài)熱應力計算中,溫度瞬態(tài)時程將作為熱分析的輸入計算溫度場,然后與壓力瞬態(tài)時程同時作為載荷輸入,用于計算壓力管在瞬態(tài)載荷作用下的應力分布和應力強度因子。
2 斷裂力學分析
根據(jù)線彈性斷裂力學的應力強度因子理論,對含有裂紋缺陷的超臨界壓力管在外載荷的作用下應滿足以下公式:
≤ (1)
其中:為應力強度因子,由壓力管承受的載荷、裂紋形式和邊界條件等決定;為參考斷裂韌性,為材料屬性。
基于確定論方法對超臨界壓力管進行斷裂力學分析,研究壓力管的斷裂失效問題,RCC-M規(guī)范[6]中給出了由所擬合多項式系數(shù)及裂紋深度a與管壁厚度t的函數(shù)表示的裂紋應力強度因子半解析公式:
(2)
其中,為裂紋深度;為壓力管壁厚;(j=0,1,2,3,4)為裂紋面法向瞬時分布應力多項式系數(shù);(j=0,1,2,3,4)為裂紋形貌多項式修正系數(shù),由RCC-M表ZG 6211確定。
裂紋面的應力分布可以表示為裂紋深度x和壓力管厚度t的多項式函數(shù),通過求解可以獲得多項式的擬合系數(shù),由下式中的系數(shù)確定:
(3)
根據(jù)假設裂紋平面所在的位置,從壓力管計算模型中選取一條從內(nèi)表面到外表面的樣本線,并提取相對于每個瞬態(tài)時刻垂直于裂紋平面的正應力,擬合出用于計算應力強度因子所需要的系數(shù)(j=0,1,2,3,4),由公式(2)即可計算出每個瞬態(tài)時刻相應的應力強度因子。
另一方面,依據(jù)RCC-M ZG3410,壓力管材料的參考斷裂韌性可表示為:
(4)
其中,為壓力管裂紋尖端的溫度;為無延性轉(zhuǎn)變溫度,是材料常數(shù),計算公式如下:
(5)
是壓力管材料未經(jīng)輻照的初始無延性轉(zhuǎn)變溫度,為材料常數(shù);是由輻照引起的參考溫度的修正值,RCC-M規(guī)范給出的預測模型如下:
(6)
其中,P、Cu分別為壓力管材料中磷和銅的百分含量,f為中子注量。
3 數(shù)值計算
在超臨界壓力管結構完整性分析計算中的相關參數(shù)如下:中子注量為1.595×1012n/cm2;初始無延性轉(zhuǎn)變溫度-25℃;P含量的質(zhì)量分數(shù)為0.011%;Cu含量的質(zhì)量分數(shù)為0.051%。
首先完成瞬態(tài)溫度場計算,然后進行熱應力和內(nèi)壓應力耦合場計算,模型中熱瞬態(tài)的計算結果為計算應力強度因子所需的總的正應力。在計算得到上述正應力的基礎上,再由公式(2)和(3)可得到壓力管在熱瞬態(tài)下缺陷面法向瞬時分布應力多項式系數(shù)和應力強度因子。熱瞬態(tài)下超臨界壓力管裂紋尖端溫度隨時間變化曲線如圖5所示。通過將計算出的壓力管應力強度因子K1和參考斷裂韌性比較即可得出斷裂力學的計算評定曲線,見圖6。
由圖6中應力強度因子曲線可以看出,在超臨界熱瞬態(tài)工況載荷條件下,計算得到的應力強度因子均小于規(guī)范規(guī)定參考斷裂韌性的許用應力強度因子,即滿足規(guī)范的評定準則:,且兩者之間有一定的安全余量。
4 結語
該文采用斷裂力學方法對超臨界壓力管在熱瞬態(tài)溫度和壓力載荷下的結構完整性進行了分析。通過計算結果表明,超臨界壓力管的應力強度因子均小于規(guī)范規(guī)定參考斷裂韌性的許用應力強度因子,從斷裂力學分析的角度出發(fā),壓力管的結構完整性是能夠保證的,不會發(fā)生斷裂失效。
參考文獻
[1] Pioro I L,Duffey R B.Experimental heat transfer in supercritical water flowing inside channels [J].Nuclear Engineering and Design,2005, 235(22):2407-2430.
[2] Schulenberg T,Starflinger J,Marsault P,et al. European supercritical water cooled reactor [J]. Nuclear Engineering and Design,2011,241(9):3505-3513.
[3] Blomeley L, Pencer J, Hyland B, et al. Nuclear data sensitivity and uncertainty for the Canadian supercritical water cooled reactor [J]. Annals of Nuclear Energy, 2014, 63(1):587-593.
[4] Nichita E, Kovaltchouk V. Reducing the fuel temperature for pressure tube supercritical water cooled reactors and the effect of fuel burnup [J]. Nuclear Engineering and Design, 2015,295(2):524-533.
[5] IAEA-EBP-WWER-08(Rev.1). Guideline for Application of the master curve approach to reactor pressure vessel integrity in nuclear power plants,2006.
[6] RCC-M-Edition 2000. Design and construction rules for mechanical components of PWR nuclear islands.