反应堆压力容器缺陷的断裂评定

郑 斌

（中国核动力研究设计院反应堆系统设计重点试验室 成都 610041）

反应堆压力容器缺陷的断裂评定

郑 斌

（中国核动力研究设计院反应堆系统设计重点试验室 成都 610041）

某反应堆压力容器在役UT检查时发现一处缺陷，为确保RPV在服役期限内的结构完整性，有必要进行RPV缺陷的断裂力学分析研究。根据ASME规范,将该缺陷假定为裂纹深度为10.1 mm的环向内表面裂纹，并进行了断裂力学计算及评价。分析内容主要包括计算疲劳裂纹扩展量、评价各种工况下的应力强度因子，载荷为瞬态的温度波动、压力以及焊接残余应力。评价工况包括正常及扰动工况、紧急工况、事故工况。研究结果表明，正常及扰动工况瞬态载荷对RPV筒体浅层内表面裂纹的疲劳扩展作用不明显，40年寿期末的疲劳裂纹扩展量约为0.228 mm。各工况下的应力强度因子均满足规范要求，含缺陷的反应堆压力容器可以继续服役，无需修补。

应力强度因子，压力容器，断裂，评定

某反应堆压力容器(RPV)在役UT检查时发现一处堆焊层缺陷，该缺陷位于过渡段和下部堆芯筒体环焊缝区域的堆焊层与母材结合面之间，距该焊缝中心线(0.8±1) mm。UT检测的缺陷数据如下：环向：起点326.88°，末点333.10°，长度209.4 mm；径向：上端点7.1 mm，下端点10.1 mm，高度3.0mm。RPV筒体及下封头的材料为508Ⅲa，为确保RPV在服役期限内的结构完整性，有必要进行RPV缺陷的断裂力学分析研究。RPV结构完整性研究的关键包括承压热冲击(PTS)分析、疲劳裂纹扩展分析。国内外的相关研究主要集中在PTS分析[1–4]。疲劳裂纹扩展分析则少有关注，相关的研究则主要仅在管道、筒体等的断裂参量计算[5–8]。由于缺陷尺寸很小，可以被PTS分析时的假设裂纹尺寸[4]所包络，因此，本文仅研究RPV的疲劳裂纹扩展分析及评定。

根据ASME规范[9]XI，对于缺陷尺寸满足IWB-3500要求的无需分析评定；对于超过IWB-3500要求的裂纹，则需进行详细分析计算以满足IWB-3610的要求，本文的缺陷尺寸可基本满足IWB-3500的要求。鉴于核压力容器结构完整性的重要性，本文进行了详细的断裂力学分析评定。其中，缺陷保守的假定为裂纹深度为10.1 mm的表面裂纹(将缺陷顶点位置到堆焊层内表面的深度作为缺陷深度考虑，缺陷高度3.0 mm + 7.1 mm = 10.1 mm)。

1 评定规范及准则

根据ASME规范XI卷A-3320(b)计算应力强度因子。计算疲劳裂纹扩展时考虑正常运行及扰动工况瞬态、水压试验瞬态。疲劳裂纹扩展采用经典的Paris公式，疲劳裂纹扩展速率参数与应力强度因子幅值以及应力强度因子比值有关，可根据ASME规范XI卷A-4300确定。断裂韧性(MPam)的计算如下：

其中，T(单位ºC)为裂纹尖端的温度，ART取寿期末的辐照转变温度(17ºC)。

根据ASME规范IWB-3610，含缺陷结构继续服役的评定准则为：(1) 满足评定准则IWB-3611或者IWB-3612；(2) 满足NB-3000的一次应力限制。

根据ASME规范Ⅺ卷IWB-3612：

其中，KI为施加的应力强度因子，KIc为起裂的断裂韧性表示正常运行及扰动工况，表示紧急和事故工况。

2 分析工况、载荷及模型

疲劳裂纹扩展分析需评价的工况包括：正常及扰动工况、紧急工况、事故工况。载荷为各工况下的压力及温度瞬态以及焊接残余应力，焊接残余应力的分布见图1。

图1 焊接残余应力分布Fig.1 Weld residual stress profile.

RPV的主要结构尺寸见图2。采用ANSYS[10]程序建立二维轴对称分析模型，有限元分析模型(见图3)采用耦合场轴对称单元。其中，在RPV筒体顶部施加轴向固定约束，在RPV堆焊层内表面施加压力及温度瞬态载荷。

图2 主要结构尺寸Fig.2 Main structure dimensions.

图3 有限元模型图Fig.3 FEM model.

3 疲劳裂纹扩展计算

疲劳裂纹扩展计算包括三部分内容即：温度场及应力计算、应力强度因子计算、裂纹扩展量的计算。

采用ANSYS程序逐条计算所有瞬态在温度及压力瞬态载荷作用下的温度场及应力；提取缺陷处各瞬态每一载荷步下的薄膜应力及弯曲应力，并根据第1节的方法计算应力强度因子；提取各瞬态应力强度因子计算结果中的最大值Kmax、最小值Kmin。根据第1节的方法，循环计算寿期(40年)末的疲劳裂纹扩展量。疲劳裂纹扩展的主要结果见表1。

表1 疲劳裂纹扩展结果Table 1 Results of fatigue crack growth.

4 分析评定结果及结论

各类工况的分析评定结果见表2–4。表2中比值为各瞬态结果中KⅠ/(KⅠC/10)的最大值，表3和表4中比值为各瞬态结果中KⅠ/(KⅠC/2)的最大值。另外，与反应堆压力容器筒体的壁厚尺寸相比，该缺陷的径向尺寸非常小，对压力承载能力的影响非常有限，据此判断应力分析结果满足ASME规范第Ⅲ卷NB-3000对于一次应力的要求。计算结果均满足规范要求，含缺陷的反应堆压力容器可以继续服役。

研究结果表明，对于典型压水堆压力容器，初始表面裂纹深度为10.1 mm，承受40年寿期的正常及扰动工况瞬态加载以及考虑焊接残余应力的影响后，寿期末的裂纹深度为10.328 mm，疲劳裂纹扩展量很小，仅为0.228 mm，常规的正常及扰动工况瞬态对RPV筒体的浅层内表面裂纹的疲劳扩展作用不明显。

表2 正常及扰动工况的评定结果Table 2 Results of normal and upset conditions.

表3 紧急工况的评定结果Table 3 Results of emergency conditions.

表4 事故工况的评定结果Table 4 Results of faulted conditions.

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4 郑斌. 反应堆压力容器承压热冲击分析研究[J]. 核动力工程, 2012, 33(1): 1–3 ZHENG Bin. The pressurized thermal shock analysis for reactor pressure vessel[J]. Nuclear Power Engineering, 2012, 33(1): 1–3

5 Andrea Carpinteri, Roberto Brighenti, Andrea Spagnoli. Fatigue growth simulation of part-through flaws in thick-walled pipes under rotary bending[J]. International Journal of Fatigue, 2000, 22: 1–9

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8 Diamantoudis A Th, Labeas G N. Stress intensity factors of semi-elliptical surface cracks in pressure vessel by global-local finite element methodology[J]. Engineering Fracture Mechanics, 2005, 72: 1299–1312

9 ASME Boiler & Pressure Vessel Code[S]. Section XI, 2007 Edition

10 ANSYS, User’s Manual[S]. Revision 11.0

Fracture assessment for reactor pressure vessel flaw

ZHENG Bin
(Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory, Nuclear Power Institute of China, Chengdu 610041, China)

Background: A flaw is discovered by ultrasonic test at reactor pressure vessel during the service. Purpose: In order to insure the structural integrality of RPV, it is necessary to perform the fracture analysis for RPV flaw. Methods: According to ASME rule, fracture analysis is performed, which the flaw is assumed as a circumferential surface crack and crack depth is 10.1 mm. The analysis work contains the calculation of fatigue crack growth and the assessment of stress intensity factor under several category conditions. The loads are the temperature fluctuation, pressure and weld residual stress. The concerned category conditions include normal and upset conditions, emergency conditions, and faulted conditions. Results: The analysis results show that normal and upset conditions transient loading has little effect on the fatigue crack growth of low inner surface crack. The fatigue crack growth is about 0.228 mm at the end of 40 years service life. Conclusions: The stress intensity factor results of all conditions satisfy the requirement of ASME Rule. The RPV with flaw can continue service without repair.

Stress intensity factor, Pressure vessel, Fracture, Assessment

TL351+.6

10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040626

郑斌，男，1981年出生，2006年于中国核动力研究设计院获硕士学位，工程师，从事反应堆结构力学、断裂力学、疲劳分析等工作

2012-10-31，

2013-03-21

CLC TL351+.6