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在核电站的安全评价中,裂纹一般假定出现在反应堆的核心区。然而,反应堆压力容器（RPV）器壁中也会产生高的应力。承压热冲击（PTS）使RPV的完整性面临极大的挑战,特别是位于进水管喷嘴周围的环带区。裂纹一旦萌生于此,其周围的应力集中很可能引起材料屈服、裂纹扩展,最终引发巨大的灾难。因此,RPV的断裂分析已成为核工业中的一个重要课题,且有必要重点研究一下PTS对含缺陷RPV的极限承载力的影响。现行的PTS分析方法多数基于线弹性及小范围屈服的假定,而有关裂纹扩展行为及RPV结构的极限承载力方面的研究甚少。尤其当瞬态温度明显高于无延性转变温度时,模拟RPV中的热-力耦合场需考虑非线性的弹塑性材料性能。文中将与温度相关的材料的应力应变关系引入Ramberg–Osgood数值模型中,拟合得到基体和堆焊层材料的应力应变曲线。鉴于含缺陷RPV在PTS承载状态下的试验及安全测试工作是相当困难和危险的,借助ABAQUS有限元软件建立起3D含表面裂纹的RPV分析模型,同时考虑到热力载荷的加载历史。对于较高和较低的无延性转变温度,分别采用弹性、弹塑性框架进行力学分析。本文的主要工作和成果如下:1.建立起三维RPV筒体区和喷嘴区有限元模型,通过将位移向量、温度及时间变量进行离散化处理得到热-力耦合场的全离散方程的通用形式,并借助ABAQUS有限元软件,由Newton–Raphson迭代法得出模型各瞬态的耦合应力应变场。根据法国FIS预测公式和美国RG 1.99 Rev.2公式,并结合10 CFR 50.61法规,计算得到不同的无延性转变温度RTNDT,分别作为脆性、延性断裂的参考温度。2.为检验模型的准确性,首先将无缺陷筒体区热分析及应力分析的结果与多国研究机构得到的结果进行比较,显示出较好的一致性。采用不同的热-力耦合方法,分别对RPV的筒体区及喷嘴区中的各瞬态应力分量进行分析。结果表明应用直接和间接耦合法得到的数值结果吻合,同时揭示出最可能产生I型裂纹,尤其是位于喷嘴口上、靠近容器内表面的位置。将初始温度下由有限元法得到的裂纹尖端区域应力值与理论部分各解析解进行对比,得到了与J-Q-Tz三参数解较为一致的结果。3.在PTS载荷作用下,使用相互作用积分法提取出裂纹尖端的瞬态应力强度因子,并与计算得到的断裂韧性曲线进行比较。对于脆性、延性断裂,分别建立起不同的损伤演化模型,使用修正的扩展有限元法（XFEM）对裂纹的扩展过程进行模拟,以避免产生网格闭锁现象。针对喷嘴区这个薄弱环节,分析得出PTS峰值应力作用下,不同容器壁厚对应的各临界裂纹尺寸。通过网格细化,将由较小的单元尺寸得到的结果与原单元尺寸得到的结果进行一致性对比,来检验计算的精度。4.建立包含筒体区和喷嘴区的完整的RPV有限元模型。对不同位置、尺寸和形状裂纹的扩展规律,以及它们对结构极限承载力的影响进行了定量和定性分析。参考不同的无延性转变温度,由延性断裂分析得到的喷嘴区对结构承载力的影响范围明显小于脆性断裂分析的结果。本文主要对RPV结构进行了弹塑性断裂失效分析。由于目前国内外缺少有关RPV在PTS下的断裂失效的试验数据,本研究进行的一些原创性工作可为热-力耦合场中含缺陷RPV的安全和可靠性评估提供重要参考。