[发明专利]一种CPR1000机组反应堆压力容器堆芯筒体区缺陷的评定方法

说明书

技术领域

本发明属于结构完整性评定技术领域，具体涉及CPR1000机组反应堆压力容器（RPV）堆芯段筒体区含裂纹类缺陷的精确安全评定方法，是一种用于判定RPV堆芯段筒体在各瞬态下的安全性的评定方法，为核电关键设备的安全评定提供准确的技术依据。

背景技术

应用于核电领域的大型工程结构，由于原材料、加工制造和使用等因素的影响，其结构内部往往存在不同类型的缺陷，如夹杂、焊接缺陷和裂纹等。缺陷的存在将直接危害到结构的完整性（或称为使用安全性）。如果过低地估计了缺陷对结构完整性的影响，有可能可能导致设备破坏、人员伤亡等重大事故；而如果过高地估计了缺陷的危害作用，将导致设备提前退役或进行不必要的停机修理，造成较大的经济损失。因此，数十年来对含缺陷结构进行完整性评定始终是工业发达国家重点研究的课题之一。

当前国际上结构完整性评估技术的发展趋势之一是采用失效评定图（FAD）方法进行承压设备的安全性能评价。FAD方法起源于英国原中央电力局的双判据失效评定准则。通常含缺陷结构的失效形式可分为3种，即脆性断裂、塑性失稳和弹塑性撕裂。结构的极限条件由两个准则来确定，即断裂准则和塑性失稳准则，与极限条件相关的结构完整性分析将借助于FAD完成。经过多年的发展，FAD方法已经被多国结构完整性评定规范所引用，如英国《含缺陷结构完整性评定规范》（R6规范）等。

采用FAD方法进行结构完整性评估的关键一步是要根据评定的精度要求，选择和制订失效评定曲线。R6规范给出了提出了建立失效评定曲线的3种选择方法。基于选择方法1建立的失效评定曲线是通用失效评定曲线，R6规范直接给出了失效评定曲线公式。基于选择方法2建立的失效评定曲线是是一条与材料应力－应变曲线关系有关的失效评定曲线。基于选择方法3建立的失效评定曲线是一条与材料性能、几何结构、外部载荷有关的失效评定曲线。基于选择方法3建立的失效评定曲线的精度最高，但是需要进行复杂的断裂力学J积分计算，实现的成本较高。

CPR1000是我国自主设计、建设的百万千瓦级压水堆核电站。反应堆压力容器（RPV）是核安全一级部件，在服役过程中，由于受到中子辐照的影响，材料性能将会逐渐劣化，具体表现为强度增加、塑韧性下降。同时RPV在制造、安装、服役过程中有可能出现缺陷，这些因素都将对核电站的安全运行产生影响。因此，在某些情况下，需要对含缺陷的RPV进行安全评定。

目前，含缺陷的RPV结构完整性评估方法主要是采用线弹性断裂力学方法，如美国ASME规范XI类附录A，主要目的是防止RPV出现脆性断裂失效。然而由于近十几年工业制造水平的提高，RPV材料质量大幅提高，具体表现为韧性越来越好。因此，RPV在服役过程中可能出现的失效方式是介于断裂失效模式和塑性失稳失效模式之间。

应用FAD方法进行含缺陷RPV堆芯筒体区安全评定有两个问题需要解决：1、若安全评定的精度要求较高，则需要建立高精度的失效评定曲线；2、根据服役期内运行瞬态发生次数和危害程度的不同，核级承压设备的运行瞬态一般分为正常工况、扰动工况、紧急工况、事故工况与试验工况，因此失效评定曲线应该与工况相关。

发明内容

本发明以英国的《含缺陷结构完整性评定规范》（R6规范）第四版内容为基础，参考CPR1000机组RPV的参数，建立了四条与材料性能、几何结构、工况载荷有关的失效评定曲线，并且以该失效评定曲线为基础，提出了一种适用于CPR1000机组RPV堆芯筒体区缺陷的评定方法。该方法能够准确判别CPR1000机组RPV堆芯筒体区缺陷的安全性，是一种适合特定核电结构、材料和载荷的安全评定技术。

本发明采用的技术方案为：

一种CPR1000机组反应堆压力容器堆芯筒体区缺陷的评定方法，其特征在于，包括以下步骤：

①缺陷表征：对检测到的轴向内表面裂纹进行尺寸表征，将所述裂纹从轴向内表面径向向外延伸的最远距离表征为裂纹深度a，裂纹的相对深度为a/t，t为堆芯段的壁厚，将所述裂纹轴向延伸的最大距离表征为缺陷长度2c；

②获取材料的物理性能参数与断裂性能参数，优选选取材料性能参数的实测数据，在未能获得实测数据的情况下，对常用材料，可从相关规范中选用数据；

③载荷分析及分类：确定所需评定瞬态中所涉及的载荷类型，并以载荷是否对结构的塑性失稳具有影响将各种载荷区分成一次载荷和二次载荷；