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反应堆压力容器(RPV)是核电站中的重要构件,由于制造工艺的限制以及运行工况的影响,核电站的整个服役周期内RPV上可能会存在裂纹类缺陷。承压热冲击事件(PTS)过程中,系统维持着的高压力与冷却水冷却内壁产生热应力的共同作用下,RPV裂纹面上被施加非常高的拉应力,同时在冷却过程中材料韧性逐渐下降,此时含缺陷反应堆压力容器的安全性就会经受较大挑战,有必要对PTS事件下的RPV进行结构完整性评定分析。RPV结构完整性评定中的许多参数具有统计分布特性,常规的断裂力学分析方法难以全面评价相关参数的统计分布特性对RPV安全性的影响,因此需要对RPV进行概率断裂力学分析以较为全面地分析PTS事件下RPV的可靠性。目前尚未见到国内对该方面的研究报导,本文就以下几个方面对PTS事件下含缺陷RPV的概率断裂力学分析相关内容进行了研究与探讨：(1)根据含缺陷RPV在PTS事件下的失效模式与PTS过程中RPV上相关参量特性,确定了裂纹起裂、裂纹止裂与RPV塑性破坏的分析方法。选择缺陷尺寸、化学成分、断裂韧性以及快中子辐照通量这四个参数作为概率断裂力学分析中具有统计分布特性的参数。着重分析了断裂韧性的统计分布模型,通过对断裂韧性数据的统计处理建立了起裂韧性的三参数威布尔分布模型与上裂韧性的对数正态分布模型。通过对各国快中子辐照脆化预测计算模型的比较与分析,确定了快中子辐照脆化模型的选用。根据断裂力学分析内容与可靠性分析方法建立了概率断裂力学分析模型。(2)采用Monte Carlo模拟法计算相关概率,通过在Visual C++ 2010上编制计算程序实现相关概率的求解。使用编制的概率断裂力学分析程序,对国产反应堆压力容器“秦山二期RPV-600”进行了PTS小件下的概率断裂力学分析。文中计算了快中子辐照通量在0.5～9.0(×1019 n/cm2)范围内束带区内壁轴向裂纹的起裂概率与穿透概率,分析计算结果表明：RPV服役初期,裂纹的穿透概率小于1.0x10-6,随着服役过程中快中子辐照通量的增加,裂纹起裂概率逐渐升高,RPV服役末期时,裂纹的穿透概率不高于1.0x10-5。