[发明专利]一种用于基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法

摘要

本发明涉及用于基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法，包括：一、预测计算反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的快中子注量和韧脆转变温度；二、将步骤一确定的韧脆转变温度与原设计应力分析报告的韧脆转变温度进行对比分析；若原设计应力分析报告中的韧脆转变温度值≤步骤一确定的韧脆转变温度值，则开展步骤三和四；三、参考核电机组原设计标准，开展反应堆压力容器压力温度限值曲线计算；四、参考核电机组原设计标准，开展反应堆压力容器在多种工况下断裂力学分析并进行评估。本发明避免了核电设计、建造标准混用的技术风险，填补了基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法的空白。

主权项

1.一种用于基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法，其特征在于，其包括以下步骤：（一）通过查找反应堆压力容器相关技术报告资料，预测计算反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的快中子注量和韧脆转变温度；（二）将步骤（一）确定的韧脆转变温度与所述反应堆压力容器原设计应力分析报告采用的韧脆转变温度进行对比分析；若所述原设计应力分析报告中的韧脆转变温度值大于所述步骤（一）确定的韧脆转变温度值，则所述原设计应力分析报告在申请的许可证延续期内仍然有效；若不然，则需要开展详细的断裂力学分析，所述断裂力学分析包括以下步骤（三）和步骤（四）；（三）参考所述核电机组原设计标准，开展所述反应堆压力容器压力温度限值曲线计算，并将计算结果与所述核电机组现行的压力温度限值曲线进行比较，若计算得到的压力温度限值曲线可以包络现行的压力温度限值曲线，则许可证延续期内核电厂不需要更新现有的压力温度限值曲线；若不然，许可证延续期内核电厂需要新的计算结果更新压力温度限值曲线；（四）参考所述核电机组原设计标准，开展所述反应堆压力容器多种工况下断裂力学分析并进行评估，若评估结果满足原设计标准要求，则所述断裂力学分析可以覆盖到申请的许可证延续期末期；若不满足原设计标准要求，则该核电机组业主需要制定加强老化管理大纲，并证明在申请的许可证延续期内能够充分地管理老化对反应堆压力容器预定功能的影响。