【摘要】： 在輕水堆(壓水堆和沸水堆)核電站中可能發(fā)生最為嚴(yán)重的災(zāi)難性事故是反應(yīng)堆壓力容器的破裂,因為其產(chǎn)生的后果是大量放射性產(chǎn)物釋放和泄漏,對工作人員、公眾和生態(tài)環(huán)境造成嚴(yán)重破壞。良好和保守的設(shè)計是保障核電站安全運行的前提,設(shè)計不當(dāng)或運行管理不善都會給核電的安全運行帶來隱患進(jìn)而產(chǎn)生嚴(yán)重的事故后果。因此,準(zhǔn)確評定核反應(yīng)堆壓力容器在役期間超標(biāo)缺陷能否繼續(xù)使用備受關(guān)注。 田灣核電站采用的俄AES-91型壓水堆核電機組是在總結(jié)WWER—1000/V320機組的設(shè)計、建造和運行經(jīng)驗基礎(chǔ)上,按照國際現(xiàn)行核安全法規(guī),并采用一些成熟且先進(jìn)的技術(shù)而完成的改進(jìn)型設(shè)計。根據(jù)中俄兩國政府協(xié)議和總合同,田灣核電站基本屬于“交鑰匙”工程,核電站總體技術(shù)責(zé)任由俄方承擔(dān),技術(shù)轉(zhuǎn)讓程度有限。中方除了了解其總體的設(shè)計理念、要求和擁有大量的綜合技術(shù)報告外,并未掌握大量詳細(xì)的技術(shù)設(shè)計資料。另外,由于俄羅斯標(biāo)準(zhǔn)體系的特殊性,核電標(biāo)準(zhǔn)體系形成相對滯后,在某些方面與目前國際上先進(jìn)的核電設(shè)計、運行管理理念尚存在差距,如迄今為止俄羅斯沒有專門制定WWER核電站在役檢查缺陷驗收準(zhǔn)則的標(biāo)準(zhǔn)規(guī)范。目前田灣在役檢查標(biāo)準(zhǔn)執(zhí)行的是制造階段的檢驗和驗收標(biāo)準(zhǔn)——ПНАЭΓ-07-010-89《核動力裝置設(shè)備和管道焊接接頭和堆焊的檢驗規(guī)程》。核設(shè)備制造期間的檢驗標(biāo)準(zhǔn)與其投入運行后的在役檢驗標(biāo)準(zhǔn)采用相同的驗收準(zhǔn)則,這一點在工程應(yīng)用上即不經(jīng)濟(jì),也不現(xiàn)實。因此,由我國自主編制田灣核電站在役檢查驗收準(zhǔn)則勢在必行。 核反應(yīng)堆是核電站的核心,而反應(yīng)堆壓力容器又是核反應(yīng)堆的關(guān)鍵設(shè)備。本文主要的研究對象即選定了核電站最核心的機械設(shè)備——核反應(yīng)堆壓力容器。 本文的研究目的既是給出一個能夠適用于田灣核電站反應(yīng)堆壓力容器缺陷評價的通用計算分析方法,為最終制定田灣核電站反應(yīng)堆壓力容器在役檢查驗收準(zhǔn)則以及后期運行期間可能出現(xiàn)的實際缺陷的具體評價提供技術(shù)依據(jù)。 本論文以田灣核電站反應(yīng)堆壓力容器為研究對象,以俄羅斯現(xiàn)有方法、指南和程序為理論依據(jù),以斷裂力學(xué)為研究手段,基于《田灣核電站在役檢查驗收準(zhǔn)則的研究和制定》項目,進(jìn)行了以下幾方面內(nèi)容的研究: (1)論證本文引用的斷裂韌性曲線適用于田灣核電站反應(yīng)堆壓力容器; (2)論證本文引用的應(yīng)力強度因子計算公式適用于田灣核電站反應(yīng)堆壓力容器; (3)基于(1)、(2)結(jié)論,對田灣核電站反應(yīng)堆壓力容器2#焊縫進(jìn)行壓熱沖擊分析,評價其在役期間的安全性;并將計算結(jié)果與俄方計算結(jié)果進(jìn)行比較,從而間接驗證本文所采用評價方法的正確性。 通過上述分析計算,為給出適合于田灣核電站W(wǎng)WER1000型反應(yīng)堆壓力容器在役檢查發(fā)現(xiàn)缺陷的評價方法提供一定的理論依據(jù)。
【學(xué)位授予單位】：機械科學(xué)研究總院
【學(xué)位級別】：碩士
【學(xué)位授予年份】：2009
【分類號】：TH49
【圖文】：

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本文編號：2773737