CN103366841A - 一种cpr1000机组反应堆压力容器堆芯筒体区缺陷的评定方法 - Google Patents

一种cpr1000机组反应堆压力容器堆芯筒体区缺陷的评定方法 Download PDF

Info

Publication number
CN103366841A
CN103366841A CN2013103391568A CN201310339156A CN103366841A CN 103366841 A CN103366841 A CN 103366841A CN 2013103391568 A CN2013103391568 A CN 2013103391568A CN 201310339156 A CN201310339156 A CN 201310339156A CN 103366841 A CN103366841 A CN 103366841A
Authority
CN
China
Prior art keywords
load
transient state
assessment
parameter
evaluation
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
CN2013103391568A
Other languages
English (en)
Other versions
CN103366841B (zh
Inventor
任爱
吕峰
陈明亚
刘向兵
王荣山
黄平
彭啸
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
China General Nuclear Power Corp
Suzhou Nuclear Power Research Institute Co Ltd
Original Assignee
China General Nuclear Power Corp
Suzhou Nuclear Power Research Institute Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by China General Nuclear Power Corp, Suzhou Nuclear Power Research Institute Co Ltd filed Critical China General Nuclear Power Corp
Priority to CN201310339156.8A priority Critical patent/CN103366841B/zh
Publication of CN103366841A publication Critical patent/CN103366841A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN103366841B publication Critical patent/CN103366841B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明提供一种CPR1000机组反应堆压力容器堆芯筒体区缺陷的评定方法,包括步骤:①缺陷表征;②获取材料的物理性能参数与断裂性能参数;③载荷分析及分类;④选择失效评定曲线;⑤计算评定点坐标;⑥绘制评定点与安全评定;⑦进行结构的安全裕量的评估和参数敏感性的分析。相较于现有技术,本发明提供的一种CPR1000机组反应堆压力容器堆芯段筒体区缺陷评定方法,精确度更高、计算成本较低,并给出了评估中所需安全裕量的选取原则,因而本发明对堆芯段筒体区缺陷的安全评定具有实际意义。

Description

一种CPR1000机组反应堆压力容器堆芯筒体区缺陷的评定方法
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;
④选择失效评定曲线:根据所需评定瞬态的工况类型选择相应的失效评定曲线,所述失效评定曲线是指基于三维有限元计算得到各工况的失效评定曲线,其横坐标为载荷比参数Lr,纵坐标为断裂比参数Kr
⑤计算评定点坐标:根据所需评定瞬态计算安全评估的评定点坐标(L′r,K′r);
计算得出瞬态中的某时刻RPV堆芯筒体内表面轴向裂纹最深点处的应力强度因子KI,其由瞬态中的内压载荷和热应力共同引起,同时计算RPV堆芯筒体含内表面轴向缺陷时的极限载荷PL
计算断裂比参数K′r=KI/KIC和载荷比参数K′r=P/PL,其中KIC为材料静态断裂韧性,P为瞬态中某时刻RPV堆芯段所承受的内压载荷;
⑥绘制评定点与安全评定:将评定点坐标(L′r,K′r)绘制在失效评定图中,当评定点落在所选择的失效评定曲线、垂直截止线和坐标轴围成的区域内时,结构是安全的;当评定点落在该区域外时,则结构是不安全的,需要进行更精确地评定;
⑦进行结构的安全裕量的评估和参数敏感性的分析。
优选地,所述步骤②中,所述的材料物理性能参数包含材料详细的拉伸性能、密度、导热系数、热膨胀系数、比热容、弹性模量、泊松比和材料断裂性能参数,各参数由实验测得或从规范手册中查得。
优选地,所述步骤③中,所述的一次载荷包括内压载荷,所述的二次载荷包括热应力载荷。
进一步优选地,所述步骤④中,各工况是根据寿期内瞬态发生的次数和危害性的不同,将RPV的运行瞬态分为正常工况、扰动工况、紧急工况、事故工况与试验工况。
进一步优选地,正常与扰动工况、事故工况、极端事故工况和试验工况的四条失效评定曲线方程分别为:
f(Lr)Level A,B=0.22614+0.75387/(1+exp((Lr-1.04837)/0.07837));
f(Lr)Level C=0.22077+0.73837/(1+exp((Lr-1.05463)/0.09802));
f(Lr)Level D=0.2977+0.60477/(1+exp((Lr-1.09828)/0.06936));
f(Lr)Level Test=0.24062+0.75833/(1+exp((Lr-1.05178)/0.04978))。
优选地,所述步骤④中,各工况的失效评定曲线制订过程如下:针对每一类工况,挑选出一个具有包络性质的瞬态,即危害程度最大的瞬态,然后计算该瞬态下各种裂纹尺寸的失效评定曲线,最后绘制出各种裂纹尺寸的失效评定曲线的下包络线,即制订出该类工况的失效评定曲线;瞬态筛选时依据以下几个因素:瞬态初始及最终时刻温度、温度波动速率、内压大小、RPV内部温度的不均匀性。
优选地,所述步骤⑤中,通过分析裂纹最深点处的位移与内压载荷的关系图,采用弹性区、塑性区的双切线方法确定含缺陷结构的极限载荷。
优选地,所述步骤⑥中,所述垂直截止线由材料的流变应力和屈服应力的比值确定。
进一步优选地,所述流变应力与屈服强度的比值为1.18。
在一具体实施例中,本发明中四条与材料性能、几何结构、工况载荷有关的失效评定曲线的建立过程中,步骤①中:建立失效评定曲线时所考虑的裂纹深度方向的尺寸分别为a/t=1/10、a/t=1/6、a/t=1/4,形状参数a/c则取为1/3和1/1(共六种尺寸的裂纹);步骤②中:CPR1000机组RPV材料为钢16MND5,材料性能取自法国RCCM规范2000版。Section I,Sub Section Z,ANNEX ZI:Properties of Materials to Be Used in Design;步骤③中:针对每一类工况,挑选出一个具有包络性质的瞬态,即危害程度最大的瞬态,然后计算该瞬态下六种裂纹尺寸的失效评定曲线,最后绘制出六条失效评定曲线的下包络线,即制订出该类工况的失效评定曲线,此处分别选择冷停堆瞬态、小破口瞬态、大破口瞬态和水压试验瞬态作为正常与扰动工况、紧急工况、事故工况和水压试验工况下的典型瞬态。
附图说明
图1为本发明CPR1000机组反应堆压力容器堆芯筒体区缺陷的评定方法实施的流程图。
图2为根据本发明的CPR100反应堆压力容器堆芯筒体轴向表面缺陷的尺寸表征示意图。
图3为根据本发明的CPR100反应堆压力容器堆芯筒体轴向表面缺陷各工况下的失效评定图。
图4为根据本发明的CPR100反应堆压力容器堆芯筒体轴向表面缺陷的安全裕量评定示意图。
图5为根据本发明的CPR100反应堆压力容器堆芯筒体轴向表面缺陷的载荷参数敏感性分析示意图。
图6为根据本发明的CPR100反应堆压力容器堆芯筒体轴向表面缺陷评估案例的安全评定示意图。
具体实施方式
下面结合附图对本发明的具体实施方式进行详细说明。
请参阅图1至图6,本发明依据“合乎使用”的原则,用所建立的失效评定图开展CPR1000机组RPV堆芯筒体区的缺陷评估,具体评定步骤如图1所示,详细介绍如下:
(1)缺陷表征
将CPR1000机组RPV堆芯筒体轴向表面缺陷或近表面缺陷表征为图2所示尺寸,其中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;裂纹的相对深度表征为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)确定材料断裂性能
优先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,可从RCCM规范或者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。
(4)选择失效评定图
图3所示是适用于CPR1000机组RPV堆芯筒体轴向内表面裂纹各工况下的失效评定曲线。图3中正常与扰动工况(Level A&B)、事故工况(Level C)、极端事故工况(Lelel D)和试验工况(Level Test)的四条失效评定曲线方程如下:
f(Lr)Level A,B=0.22614+0.75387/(1+exp((Lr-1.04837)/0.07837));
f(Lr)Level C=0.22077+0.73837/(1+exp((Lr-1.05463)/0.09802));
f(Lr)Level D=0.2977+0.60477/(1+exp((Lr-1.09828)/0.06936));
f(Lr)Level Test=0.24062+0.75833/(1+exp((Lr-1.05178)/0.04978))。
图3中的垂直截止线Lr,max由材料的流变应力与屈服强度比确定,对于RPV材料,流变应力与屈服强度比Lr,max=1.18。
(5)计算评定点坐标(L′r,K′r
计算得出某瞬态中的某时刻RPV堆芯筒体内表面轴向裂纹最深点处的应力强度因子KI,其由内瞬态中的压载荷和热应力共同引起。同时计算RPV堆芯筒体含内表面轴向裂纹时的极限载荷PL
计算断裂比参数K′r=KI/KIC和载荷比参数K′r=P/PL,其中KIC为材料静态断裂韧性,P为瞬态中某时刻RPV堆芯段所承受的内压载荷。
(6)绘制评定点与安全评定
将评定点坐标(L′r,K′r)绘制在失效评定图中,当评定点落在所选择的失效评定曲线、垂直截止线和坐标轴围成的区域内时,RPV堆芯段结构是安全的;当评定点落在该区域外时,则RPV堆芯段结构是不安全的,需要进行更精确地评定。
(7)安全裕量评估和参数敏感性分析
为了考虑安全评定过程中的不确定性因素,结构还必须具有一定的安全裕量。这表明即使步骤(6)中RPV堆芯段是安全的,也还需要进行参数安全裕量分析。图4为安全裕量分析的示意图。图4中,点A为评定点的坐标,线段CO为评定点的坐标,线段CO为评定点纵坐标K′r中非一次应力引起的部分,点B为直线OA与评定曲线的交点,点O′与点B′为过点A的竖直线与坐标轴和评定曲线的交点,点O′′与点B′′为过点A水平直线与坐标轴和评定曲线的交点。
载荷安全裕量(FL)是评价结构承受总体载荷的安全裕度,断裂韧性安全裕量(FK)是评价结构断裂失效的安全裕度,屈服强度安全裕量(FY)是表征结构塑性失效的安全裕度。在图4中,各参数的安全裕量按下式计算:
FL=OB/OA   (1a);
FK=O′B′/O′A   (1b);
FY=O″B″/O″A   (1c)。
图4中,OC为K'r中非一次应力引起的部分。
安全裕量的取值必须考虑到各参数的波动情况、分析方法的不确定性等因素,即需要进行参数的敏感性分析。参数的敏感性分析过程即为评估参数取值变化时结构的安全裕量的波动影响,如载荷参数的敏感性分析过程如图5所示。如果安全裕量对某参量波动特别敏感,则应取足够大的安全裕量来避免输入参数的波动对结构安全性能的影响。安全裕量的取值和所有因素都密切相关,不存在一个通用安全裕量值,不同的分析案例需要分析者根据自身的特点来决定安全裕量的取值。
评估实施例1
(1)缺陷表征
RPV堆芯筒体处有轴向内表面轴向裂纹,裂纹深度a=19.945mm,缺陷长度2c=119.67mm。
(2)确定材料性能
RPV材料为钢16MND5。材料性能参见RCCM规范。材料的断裂韧性取为RCCM规范附录ZG中给出的材料断裂韧性值,其中韧脆转变温度NDT RT取为20℃。
(3)载荷分析及分类
假设评定的瞬态为冷停堆瞬态,RPV内的压力和温度随时间变化情况如表1所示,RPV堆芯筒体承受内压载荷和降温过程引起的热应力载荷,其中内压载荷属于一次载荷,热应力载荷是二次应力载荷。
表1冷停堆瞬态中RPV内的压力和温度情况
时间(h) 0 0.5 1 2.5 3 3.12
流体温度(℃) 291.4 263.9 236.4 153.9 126.4 120
裂纹前沿温度(℃) 291.4 267.64 241.15 159.1 131.9 125.87
(4)选择失效评定图
冷停堆瞬态属于正常工况,正常工况下选择图3中的Level A的失效评定曲线进行安全评定。
(5)计算评定点坐标
根据表1中的载荷,计算得到各评定点,如表2所示:
表2冷停堆瞬态中评定点坐标
时间(h) 0 0.5 1 2.5 3 3.12
K′r 0.21 0.17 0.13 0.08 0.07 0.07
L′r 0.405 0.291 0.203 0.076 0.063 0.063
(6)绘制评定点与安全评定
将表2评定点坐标(L′r,K′r)绘制在Level A的失效评定图中,如图5所示。评定点落在所选择的失效评定曲线、垂直截止线和坐标轴围成的区域内,因此结构是安全的。
(7)安全裕量评估和参数敏感性分析
虽然在二次应力的处理方面已经引入了一定的保守性,但工程应用分析中,仍需要进行结构的安全裕量评估与参数敏感性分析。冷停堆瞬态中的安全裕量评估结果见表3,由表3可知在冷停堆的瞬态中,各参数都有较高的安全裕量。
表3冷停堆过程中安全裕量分析
瞬态时间(h) 载荷安全裕量(FL) 断裂韧性安全裕量(FK) 屈服强度安全裕量(FY)
0 2.765 4.666 2.914
0.5 3.883 5.765 4.055
1 5.719 7.538 5.813
2.5 15.526 12.250 15.526
3 18.730 14.000 18.730
3.12 18.730 14.000 18.730
虽然冷停堆过程中结构具有较高的安全裕量,但也必须进一步分析各参数的不确定性和波动性对安全裕量的影响,即需要分析各参数对安全裕量的敏感性。在冷停堆过程中,瞬态的起始阶段安全裕量最小,此处将只进行瞬态起始阶段的安全裕量参数敏感性分析。
冷停堆过程起始阶段时,当参数相对波动20%时结构安全裕量的波动情况见表4。由表4可知,本实施例中,安全裕量的相对波动值均小于各参数波动的相对值,结构安全性能不易受到参数波动的影响;本实施例中,载荷的安全裕量随对载荷波动的敏感性最小,所以此瞬态中所需的载荷安全裕量可以取较小的值。
表4冷停堆瞬态起始阶段参数敏感性分析
参数安全裕量 波动前安全裕量 波动后安全裕量 安全裕量波动(%)
载荷(FL 2.77 2.67 4
断裂韧性(FK 4.67 3.89 17
屈服强度(FY 2.91 2.43 16
注:安全裕量的波动=1-参数波动后的安全裕量/参数波动前的安全裕量。
上述实施例只为说明本发明的技术构思及特点,其目的在于让熟悉此项技术的人士能够了解本发明的内容并据以实施,并不能以此限制本发明的保护范围,凡根据本发明精神实质所作的等效变化或修饰,都应涵盖在本发明的保护范围之内。

Claims (9)

1.一种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;
④选择失效评曲线:根据所需评定瞬态的工况类型选择相应的失效评定曲线,所述失效评定曲线是指基于三维有限元计算得到各工况的失效评定曲线,其横坐标为载荷比参数Lr,纵坐标为断裂比参数Kr
⑤计算评定点坐标:根据所需评定瞬态计算安全评估的评定点坐标(L′r,K′r);
计算得出瞬态中的某时刻RPV堆芯筒体内表面轴向裂纹最深点处的应力强度因子KI,其由瞬态中的内压载荷和热应力共同引起,同时计算RPV堆芯筒体含内表面轴向缺陷时的极限载荷PL
计算断裂比参数K′r=KI/KIC和载荷比参数L′r=P/PL,其中KIC为材料静态断裂韧性,P为瞬态中某时刻RPV堆芯段所承受的内压载荷;
⑥绘制评定点与安全评定:将评定点坐标(L′r,K′r)绘制在失效评定图中,当评定点落在所选择的失效评定曲线、垂直截止线和坐标轴围成的区域内时,结构是安全的;当评定点落在该区域外时,则结构是不安全的,需要进行更精确地评定;
⑦进行结构的安全裕量的评估和参数敏感性的分析。
2.根据权利要求1所述的评定方法,其特征在于:所述步骤②中,所述的材料物理性能参数包含材料详细的拉伸性能、密度、导热系数、热膨胀系数、比热容、弹性模量、泊松比和材料断裂性能参数,各参数由实验测得或从规范手册中查得。
3.根据权利要求1所述的评定方法,其特征在于:所述步骤③中,所述的一次载荷包括内压载荷,所述的二次载荷包括热应力载荷。
4.根据权利要求1所述的评定方法,其特征在于:所述步骤④中,各工况是根据寿期内瞬态发生的次数和危害性的不同,将RPV的运行瞬态分为正常工况、扰动工况、紧急工况、事故工况与试验工况。
5.根据权利要求4所述的评定方法,其特征在于:正常与扰动工况、事故工况、极端事故工况和试验工况的四条失效评定曲线方程分别为:
f(Lr)Level A,B=0.22614+0.75387/(1+exp((Lr-1.04837)/0.07837));
f(Lr)Level C=0.22077+0.73837/(1+exp((Lr-1.05463)/0.09802));
f(Lr)Level D=0.2977+0.60477/(1+exp((Lr-1.09828)/0.06936));
f(Lr)Level Test=0.24062+0.75833/(1+exp((Lr-1.05178)/0.04978))。
6.根据权利要求1所述的评定方法,其特征在于:所述步骤④中,各工况的失效评定曲线制订过程如下:针对每一类工况,挑选出一个具有包络性质的瞬态,即危害程度最大的瞬态,然后计算该瞬态下各种裂纹尺寸的失效评定曲线,最后绘制出各种裂纹尺寸的失效评定曲线的下包络线,即制订出该类工况的失效评定曲线;瞬态筛选时依据以下几个因素:瞬态初始及最终时刻温度、温度波动速率、内压大小、RPV内部温度的不均匀性。
7.根据权利要求1所述的评定方法,其特征在于:所述步骤⑤中,通过分析裂纹最深点处的位移与内压载荷的关系图,采用弹性区、塑性区的双切线方法确定含缺陷结构的极限载荷。
8.根据权利要求1所述的评定方法,其特征在于:所述步骤⑥中,所述垂直截止线由材料的流变应力和屈服应力的比值确定。
9.根据权利要求8所述的评定方法,其特征在于:所述流变应力与屈服强度的比值为1.18。
CN201310339156.8A 2013-08-06 2013-08-06 一种cpr1000机组反应堆压力容器堆芯筒体区缺陷的评定方法 Active CN103366841B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201310339156.8A CN103366841B (zh) 2013-08-06 2013-08-06 一种cpr1000机组反应堆压力容器堆芯筒体区缺陷的评定方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201310339156.8A CN103366841B (zh) 2013-08-06 2013-08-06 一种cpr1000机组反应堆压力容器堆芯筒体区缺陷的评定方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN103366841A true CN103366841A (zh) 2013-10-23
CN103366841B CN103366841B (zh) 2015-12-09

Family

ID=49367999

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201310339156.8A Active CN103366841B (zh) 2013-08-06 2013-08-06 一种cpr1000机组反应堆压力容器堆芯筒体区缺陷的评定方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN103366841B (zh)

Cited By (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104617588A (zh) * 2015-02-04 2015-05-13 广东电网有限责任公司电力科学研究院 核电机组一次调频时反应堆功率的控制方法与系统
CN105117536A (zh) * 2015-08-12 2015-12-02 苏州热工研究院有限公司 一种rpv含裂纹类缺陷的简化弹塑性断裂力学分析方法
CN107063838A (zh) * 2017-03-30 2017-08-18 苏州热工研究院有限公司 一种基于rcc‑m规范的极端事故工况下rpv简化弹塑性断裂分析方法
CN107132780A (zh) * 2017-04-25 2017-09-05 中广核研究院有限公司 一种筛选核电厂待评估系统的方法及装置
CN108256237A (zh) * 2018-01-22 2018-07-06 中国石油化工股份有限公司 一种含裂纹缺陷井口油管头四通安全评定计算方法
CN108710721A (zh) * 2018-04-03 2018-10-26 苏州热工研究院有限公司 一种基于失效评定图的未爆先漏分析方法
CN110688685A (zh) * 2019-08-30 2020-01-14 苏州热工研究院有限公司 一种基于2000版及以前版rccm规范的反应堆压力容器压力温度限值曲线计算方法
CN110968957A (zh) * 2019-12-11 2020-04-07 苏州热工研究院有限公司 核电机组堆芯中子通量测量指套管磨损缺陷评价方法
CN111009331A (zh) * 2019-12-17 2020-04-14 苏州热工研究院有限公司 堆内构件围板-成型板螺栓iascc敏感性分析计算应用方法
CN112730078A (zh) * 2020-12-22 2021-04-30 哈电发电设备国家工程研究中心有限公司 核电厂承压主设备及化工机械承压设备断裂韧性分析方法

Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH07128328A (ja) * 1993-11-05 1995-05-19 Toshiba Corp 金属材料の劣化および余寿命予知方法
CN101178590A (zh) * 2007-11-16 2008-05-14 华东理工大学 高温生产设备或部件缺陷的安全性评价方法
CN101710105A (zh) * 2009-09-24 2010-05-19 山东大学 多层包扎容器缺陷的声发射确定方法
US7889840B2 (en) * 2007-01-10 2011-02-15 The United States Of America As Represented By The Secretary Of The Navy System and method for predicting material fatigue and damage
CN101975695A (zh) * 2010-10-15 2011-02-16 华东理工大学 含裂纹类缺陷承压设备的安全评定方法
US7979237B2 (en) * 2008-05-07 2011-07-12 A. M. Fitzgerald & Associates, Llc Fracture prediction for crystalline microstructures
CN102157211A (zh) * 2010-12-09 2011-08-17 华东理工大学 Ap1000核反应堆压力容器接管安全端焊缝区缺陷高级评定方法
CN102157210A (zh) * 2010-12-09 2011-08-17 华东理工大学 Ap1000核反应堆压力容器接管安全端焊缝区缺陷简化评定方法
CN102324254A (zh) * 2011-06-29 2012-01-18 华东理工大学 Ap1000核反应压力容器接管安全端焊缝区缺陷的lbb评价方法
CN102628769A (zh) * 2012-04-17 2012-08-08 南京工业大学 一种含表面裂纹缺陷承压设备的定量风险分析方法

Patent Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH07128328A (ja) * 1993-11-05 1995-05-19 Toshiba Corp 金属材料の劣化および余寿命予知方法
US7889840B2 (en) * 2007-01-10 2011-02-15 The United States Of America As Represented By The Secretary Of The Navy System and method for predicting material fatigue and damage
CN101178590A (zh) * 2007-11-16 2008-05-14 华东理工大学 高温生产设备或部件缺陷的安全性评价方法
US7979237B2 (en) * 2008-05-07 2011-07-12 A. M. Fitzgerald & Associates, Llc Fracture prediction for crystalline microstructures
CN101710105A (zh) * 2009-09-24 2010-05-19 山东大学 多层包扎容器缺陷的声发射确定方法
CN101975695A (zh) * 2010-10-15 2011-02-16 华东理工大学 含裂纹类缺陷承压设备的安全评定方法
CN102157211A (zh) * 2010-12-09 2011-08-17 华东理工大学 Ap1000核反应堆压力容器接管安全端焊缝区缺陷高级评定方法
CN102157210A (zh) * 2010-12-09 2011-08-17 华东理工大学 Ap1000核反应堆压力容器接管安全端焊缝区缺陷简化评定方法
CN102324254A (zh) * 2011-06-29 2012-01-18 华东理工大学 Ap1000核反应压力容器接管安全端焊缝区缺陷的lbb评价方法
CN102628769A (zh) * 2012-04-17 2012-08-08 南京工业大学 一种含表面裂纹缺陷承压设备的定量风险分析方法

Non-Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
王月英等: "含缺陷压力容器安全评定方法研究", 《第16届全国反应堆结构力学会议论文集》, 31 December 2010 (2010-12-31) *
王荣山等: "堆焊层结构对反应堆压力容器结构完整性的影响", 《第十七届全国反应堆结构力学会议论文集》, 31 December 2012 (2012-12-31) *
齐敏等: "基于"适用性"原则的缺陷评定技术及其进展", 《原子能科学技术》, vol. 42, 31 December 2008 (2008-12-31) *

Cited By (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104617588B (zh) * 2015-02-04 2017-05-24 广东电网有限责任公司电力科学研究院 核电机组一次调频时反应堆功率的控制方法与系统
CN104617588A (zh) * 2015-02-04 2015-05-13 广东电网有限责任公司电力科学研究院 核电机组一次调频时反应堆功率的控制方法与系统
CN105117536B (zh) * 2015-08-12 2018-01-19 苏州热工研究院有限公司 一种rpv含裂纹类缺陷的简化弹塑性断裂力学分析方法
CN105117536A (zh) * 2015-08-12 2015-12-02 苏州热工研究院有限公司 一种rpv含裂纹类缺陷的简化弹塑性断裂力学分析方法
CN107063838A (zh) * 2017-03-30 2017-08-18 苏州热工研究院有限公司 一种基于rcc‑m规范的极端事故工况下rpv简化弹塑性断裂分析方法
CN107132780B (zh) * 2017-04-25 2019-09-27 中广核研究院有限公司 一种筛选核电厂待评估系统的方法及装置
CN107132780A (zh) * 2017-04-25 2017-09-05 中广核研究院有限公司 一种筛选核电厂待评估系统的方法及装置
CN108256237A (zh) * 2018-01-22 2018-07-06 中国石油化工股份有限公司 一种含裂纹缺陷井口油管头四通安全评定计算方法
CN108710721A (zh) * 2018-04-03 2018-10-26 苏州热工研究院有限公司 一种基于失效评定图的未爆先漏分析方法
CN108710721B (zh) * 2018-04-03 2022-04-26 苏州热工研究院有限公司 一种基于失效评定图的未爆先漏分析方法
CN110688685A (zh) * 2019-08-30 2020-01-14 苏州热工研究院有限公司 一种基于2000版及以前版rccm规范的反应堆压力容器压力温度限值曲线计算方法
CN110688685B (zh) * 2019-08-30 2023-03-28 苏州热工研究院有限公司 一种基于2000版及以前版rccm规范的反应堆压力容器压力温度限值曲线计算方法
CN110968957A (zh) * 2019-12-11 2020-04-07 苏州热工研究院有限公司 核电机组堆芯中子通量测量指套管磨损缺陷评价方法
CN110968957B (zh) * 2019-12-11 2023-05-02 苏州热工研究院有限公司 核电机组堆芯中子通量测量指套管磨损缺陷评价方法
CN111009331A (zh) * 2019-12-17 2020-04-14 苏州热工研究院有限公司 堆内构件围板-成型板螺栓iascc敏感性分析计算应用方法
CN111009331B (zh) * 2019-12-17 2021-12-17 苏州热工研究院有限公司 堆内构件围板-成型板螺栓iascc敏感性分析计算应用方法
CN112730078A (zh) * 2020-12-22 2021-04-30 哈电发电设备国家工程研究中心有限公司 核电厂承压主设备及化工机械承压设备断裂韧性分析方法
CN112730078B (zh) * 2020-12-22 2023-08-18 哈电发电设备国家工程研究中心有限公司 核电厂承压主设备及化工机械承压设备断裂韧性分析方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN103366841B (zh) 2015-12-09

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN103366841B (zh) 一种cpr1000机组反应堆压力容器堆芯筒体区缺陷的评定方法
CN105117536B (zh) 一种rpv含裂纹类缺陷的简化弹塑性断裂力学分析方法
Yeom et al. Integrity assessment of a corroded API X70 pipe with a single defect by burst pressure analysis
CN104268383A (zh) 一种含裂纹类缺陷高温压力管道的安全评定方法
CN103792243B (zh) 一种小径管焊口未焊透深度的射线检测方法
Zhou et al. Finite element analysis of the failure of high-strength steel pipelines containing group corrosion defects
CN107063838A (zh) 一种基于rcc‑m规范的极端事故工况下rpv简化弹塑性断裂分析方法
Subbaiah et al. Stress intensity factor of inclined internal edge crack in cylindrical pressure vessel
Tiku et al. Full scale cyclic fatigue testing of dented pipelines and development of a validated dented pipe finite element model
Wu et al. Damage and springback analysis of two typical dented pipelines with different parameters
Hui et al. Plastic limit load analysis for steam generator tubes with local wall-thinning
Cronvall et al. A study on the effect of flaw detection probability assumptions on risk reduction achieved by non-destructive inspection
Liu et al. Ratcheting-fatigue behavior and life prediction of Z2CN18. 10 austenitic stainless steel elbow
CN103776853A (zh) 一种检测小径管焊口未焊透深度的对比试块
CN104318010A (zh) 一种膜式水冷壁管内壁腐蚀失效临界判定方法
KR100920030B1 (ko) 열전달 완충판의 폭발확관 합격여부 판단 방법
Li et al. Research on remaining bearing capacity evaluation method for corroded pipelines with complex shaped defects
Sun et al. Assessment of interaction between a dent and an adjacent corrosion feature on pipelines and the effect on pipeline failure pressure by finite-element modeling
Okoloekwe et al. Reliability-based assessment of safe excavation pressure for dented pipelines
Park et al. Generation of plastic influence functions for J-integral and crack opening displacement of thin-walled pipes with a short circumferential through-wall crack
Kim et al. A new repair criterion for steam generator tubes with axial cracks based on probabilistic integrity assessment
Dundulis et al. Pipe rupture and inspection sensitivity analysis
Langer et al. Reliability Assessment of Corrosion Features Interacting with Pipeline Dents
Majumdar et al. Structural integrity assessment of nuclear steam generator
Ameh et al. Dent and gouge defects assessment: A case study of gas pipeline

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant