[发明专利]一种评估反应堆安全运行的方法

权利要求书

1.一种评估反应堆安全运行的方法，其特征在于：将时间参数t代入反应堆压力容器焊缝热老化韧脆转变温度值T_K变化预测模型，根据结果与运行温度的比对确定所述反应堆压力容器是否安全运行；

所述反应堆压力容器焊缝热老化韧脆转变温度值T_K变化预测模型由以下步骤得到：

(1)对实验数据进行线性拟合，获得T_K与晶界P浓度之间的线性关系式；

(2)将晶界P浓度预测模型代入T_K与晶界P浓度的线性关系式即可得到T_K变化预测模型；

所述晶界P浓度预测模型由以下步骤得到：

(201)对晶界处进行三维原子探针实验，得到元素i在垂直于晶界方向上的一维浓度分布图；

(202)对一维浓度分布图进行积分后获得元素i的积累成分曲线；

(203)根据所述积累成分曲线数据来确定晶界厚度δ，利用公式计算初始晶界富集系数s₀和富集系数s；

(204)将晶界厚度δ、初始晶界富集系数s₀和富集系数s代入下列公式以得到晶界P浓度预测模型：

上述公式中，C_b(t)为服役时间t时的晶界P浓度；

R为晶粒半径；

δ为晶界厚度；

为元素i在晶界处的饱和浓度；

为元素i在基体中的浓度；

为元素i在晶界处的初始浓度；

α_n为方程的第n个解；

D为P扩散自由能。

2.如权利要求1所述的评估反应堆安全运行的方法，其特征在于：

所述反应堆压力容器焊缝为VVER-1000RPV用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝时，所述晶界P浓度预测模型为：

其中，α_n为方程的第n个解。

3.如权利要求2所述的评估反应堆安全运行的方法，其特征在于：所述反应堆压力容器焊缝为VVER-1000RPV用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝时，所述反应堆压力容器焊缝热老化韧脆转变温度值T_K变化预测模型为：

4.如权利要求1所述的评估反应堆安全运行的方法，其特征在于，根据所述积累成分曲线数据来确定晶界厚度δ，利用公式计算初始晶界富集系数s₀和富集系数s为：

其中，初始晶界富集系数s₀：

富集系数s：

确定晶界厚度δ：取l_α与l_GB的交点B和取l_β与l_GB的交点A之间的部分确定为晶界，则AB部分对应的厚度定义为晶界厚度δ；

上述公式中，和分别为元素在晶界两侧晶粒α和β内的原子浓度，为元素i在晶界处的浓度，其中为积累成分曲线在晶粒α内的线性拟合线l_α的斜率，为积累成分曲线在晶粒β内的线性拟合线l_β的斜率，为积累成分曲线在晶界处部分的线性拟合线l_GB的斜率。

5.如权利要求4所述的评估反应堆安全运行的方法，其特征在于，所述晶界厚度δ、初始晶界富集系数s₀和富集系数s的最终取值为分别多次计算后的平均值。