[发明专利]一种评估反应堆安全运行的方法

说明书

本发明涉及一种评估反应堆安全运行的方法，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预测模型。本发明的有益效果如下：通过建立T_K预测模型，来实现对RPV焊缝材料韧脆转变温度T_K的预测，评估反应堆运行的安全可靠性。该预测模型中仅含有时间t一个变量，这为实现T_K的预测带来了极大的便利。

技术领域

本发明反应堆压力容器安全评估技术领域，具体涉及一种评估反应堆安全运行的方法。

背景技术

反应堆压力容器(RPV)作为压水堆核电站最重要的关键设备，包裹着反应堆活性区和其他必要设备且在反应堆全寿期内都无法更换，其性能的可靠性直接决定了核电站的服役年限，关系到核电站运行的经济性与安全性。由于RPV长期处在高温、高压和较强辐射场条件下运行，其老化脆化行为非常复杂，主要包括热老化脆化和辐照脆化。一旦在服役过程中RPV发生了严重的脆化，将直接威胁到反应堆的运行安全，则必须提前关闭核电站，这无疑对核电厂的经济效益造成严重的影响，而焊缝作为RPV的薄弱环节，更是直接影响到整个RPV的安全可靠性。

目前能够评估反应堆安全运行的技术方案效果均不理想。

发明内容

针对现有技术中存在的缺陷，本发明的目的是提供一种评估反应堆安全运行的方法，该技术方案至少为实现反应堆安全运行的评估提供了一种新的技术方案。

本发明的技术方案如下：

一种评估反应堆安全运行的方法，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。

进一步地，上述的评估反应堆安全运行的方法，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。

进一步地，上述的评估反应堆安全运行的方法，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：

进一步地，上述的评估反应堆安全运行的方法，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；