反应堆压力容器作为核电站的核心构件,其所处的工作环境通常是高温高压等十分苛刻恶劣的工况,还会受到由一系列偶然事件引起的热冲击作用的影响,并且容器在服役过程中通常是带有裂纹工作的,尤其是椭圆表面裂纹。承压热冲击(PTS)过程中,很高的温度梯度与压力载荷会导致在反应堆压力容器的内壁出现很大的拉应力,从而成为裂纹扩展的驱动力。因此,反应堆压力容器的结构完整性是核电厂运行及延寿时需重点关注的问题之一,尤其是在承压热冲击工况下的结构完整性的检验工作对核电厂能否安全运行有十分重要的意义。对含缺陷的结构进行完整性评估时通常会涉及到断裂韧性,而断裂韧性与裂纹前沿的约束水平密切相关,因此,在进行断裂研究的时候必须考虑约束效应的影响,目前国际上比较成熟的研究约束效应的双参数方法有K-T、J-Q和J-A2等法。世界各国对服役期的压力容器的安全评估方法比较经典的主要有应力强度因子K准则法、CTOD法、美国加州电力研究所(EPRI)的J积分估算方法和英国中央电力局(CEGB)的R6法为代表的失效评定图法等,R6法适用于各类含缺陷结构的断裂评估,失效的形式有脆性断裂、塑性失稳和弹塑性断裂三种,R6失效双判据准则即是将三种断裂评估用一张图表示出来。本文基于弹塑性断裂理论,运用J-A2-Tz三参数对带有轴向半椭圆表面裂纹的反应堆压力容器进行弹塑性断裂分析。结合工程实际,提出合理假设,通过3D有限元软件ABAQUS建立合理简化的数值模型,对半椭圆表面裂纹的约束效应进行研究,给出了考虑裂纹尖端约束效应的结构失效新判据,并用其建立与热冲击时间历程相关的结构完整性评估曲线。本文研究的主要内容分为两个大部分:(1)约束效应。基于J-A2-Tz三参数弹塑性断裂理论,考虑温度效应,分别对处于正常工况下和热冲击工况下的承压反应堆压力容器裂纹尖端的面内约束(A2),面外约束(Tz)水平进行系统研究,定性及定量分析半椭圆表面裂纹短长轴比、材料硬化指数、热冲击时间历程对裂纹尖端J积分以及约束参量A2和Tz的影响。(2)完整性评估。考虑热冲击作用下反应堆压力容器裂纹前沿应力约束水平的变化,引入与热冲击时间历程及约束效应(A2)相关的应力幅值因子J*,并提出相应的断裂失效评估新判据,在R6双判据准则基础上,给出未考虑裂纹尖端约束效应和考虑裂纹尖端约束效应的失效评定曲线。本文基于J-A2-Tz对反应堆压力容器进行三维的弹塑性断裂分析,同时考虑了裂纹尖端的面内和面外约束效应。研究结果表明:无论正常工作工况还是承压热冲击工况下,裂纹最深点处始终都是处于高载荷水平和高约束水平,为危险点所在。所以,本文对RPV的裂纹最深点处进行了结构完整性评估,给出的分析数据以及有关结论对研究反应堆压力容器具有十分重要的参考意义。