CN109800458B - 一种评估反应堆安全运行的方法 - Google Patents

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Abstract

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TK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TK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TK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TK与晶界P浓度的线性关系式即可得到TK预测模型。本发明的有益效果如下：通过建立TK预测模型，来实现对RPV焊缝材料韧脆转变温度TK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TK的预测带来了极大的便利。

Description

一种评估反应堆安全运行的方法
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TK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TK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TK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TK与晶界P浓度的线性关系式即可得到TK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：
Figure GDA0002541075850000022
其中，αn为方程
Figure GDA0002541075850000023
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TK变化预测模型为：
Figure GDA0002541075850000021
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；
(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：
Figure GDA0002541075850000031
上述公式中，Cb(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；
Figure GDA0002541075850000032
Figure GDA0002541075850000033
Figure GDA0002541075850000034
Figure GDA0002541075850000035
Figure GDA0002541075850000036
为元素i在晶界处的饱和浓度；
Figure GDA0002541075850000037
为元素i在基体中的浓度；
Figure GDA0002541075850000038
为元素i在晶界处的初始浓度；
αn为方程
Figure GDA0002541075850000039
的第n个解；
D为P扩散自由能。
进一步地，上述的评估反应堆安全运行的方法，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：
Figure GDA0002541075850000041
富集系数s：
Figure GDA0002541075850000042
确定晶界厚度δ：取lα与lGB的交点B和取lβ与lGB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，
Figure GDA0002541075850000043
和
Figure GDA0002541075850000044
分别为元素在晶界两侧晶粒α和β内的原子浓度，
Figure GDA0002541075850000045
为元素i在晶界处的浓度，其中
Figure GDA0002541075850000046
为积累成分曲线在晶粒α内的线性拟合线lα的斜率，
Figure GDA0002541075850000047
为积累成分曲线在晶粒β内的线性拟合线lβ的斜率，
Figure GDA0002541075850000048
为积累成分曲线在晶界处部分的线性拟合线lGB的斜率。
进一步地，上述的评估反应堆安全运行的方法，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。
本发明的有益效果如下：
通过建立TK变化预测模型，来实现对RPV焊缝材料韧脆转变温度TK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TK的预测带来了极大的便利。
附图说明
图1为本发明获得反应堆压力容器焊缝热老化韧脆转变温度值TK预测模型的流程图。
图2为VVER-1000型RPV用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝材料TK实验值与晶界P浓度之间的关系图。
图3为本发明中得到反应堆压力容器焊缝热老化晶界P偏析预测模型的流程图。
图4为本发明积累成分曲线示意图。
图5为本发明具体实施例中，VVER-1000型RPV用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝材料晶界P元素积累成分曲线。
图6为本发明的模型计算值与实验值的对比。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本发明进行详细的描述。
韧脆转变温度值TK是焊缝材料力学性能的指标，而焊缝材料长期在高温环境下服役的过程中会发生热老化，而在热老化过程中其韧脆转变温度会发生变化。发明人在对VVER-1000RPV用Ni-Cr-Mo-V钢的热老化脆化机理进行了充分的研究后发现，该材料的热老化脆化机理为晶界P偏析引起的非硬化脆化机制。据此，发明人在对VVER-1000RPV用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝材料热老化脆化机理进行充分的研究之后建立了该材料的韧脆转变温度TK随焊缝热老化而变化的预测模型。目前普遍认为TK与晶界P浓度之间存在线性关系，据此根据实验结果首先建立了TK与晶界P浓度之间的关系，随后将P浓度预测模型带入到关系式中，最终得到针对VVER-1000RPV用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝材料TK变化的预测模型。
本发明提供了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TK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。
如图1所示，反应堆压力容器焊缝热老化韧脆转变温度值TK变化预测模型由以下步骤得到：
S1、对实验数据进行线性拟合，获得TK与晶界P浓度之间的线性关系式；
S2、将晶界P浓度预测模型代入TK与晶界P浓度的线性关系式即可得到TK预测模型。
其中，所述晶界P浓度预测模型由以下步骤得到：
S201、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；
S202、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(如图4所示)；
S203、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；
S204、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：
Figure GDA0002541075850000061
上述公式中，Cb(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；
Figure GDA0002541075850000062
Figure GDA0002541075850000063
Figure GDA0002541075850000064
Figure GDA0002541075850000065
Figure GDA0002541075850000066
为元素i在晶界处的饱和浓度；
Figure GDA0002541075850000067
为元素i在基体中的浓度；
Figure GDA0002541075850000071
为元素i在晶界处的初始浓度；
αn为方程
Figure GDA0002541075850000072
的第n个解；
D为P扩散自由能。
上述方法中，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：
Figure GDA0002541075850000073
富集系数s：
Figure GDA0002541075850000074
确定晶界厚度δ：取lα与lGB的交点B和取lβ与lGB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，
Figure GDA0002541075850000075
和
Figure GDA0002541075850000076
分别为元素在晶界两侧晶粒α和β内的原子浓度，
Figure GDA0002541075850000077
为元素i在晶界处的浓度，其中
Figure GDA0002541075850000078
为积累成分曲线在晶粒α内的线性拟合线lα的斜率，
Figure GDA0002541075850000079
为积累成分曲线在晶粒β内的线性拟合线lβ的斜率，
Figure GDA00025410758500000710
为积累成分曲线在晶界处部分的线性拟合线lGB的斜率。
为了提高准确率，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。
实施例
作为实施例的某VVER-1000型RPV用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝材料TK实验值与晶界P浓度之间的关系如图2所示。对图中数据进行线性拟合得到：
Figure GDA00025410758500000711
Figure GDA0002541075850000081
带入到TK与晶界P浓度的线性关系式即可得到TK预测模型：
Figure GDA0002541075850000082
将得到的预测模型结果与实验数据得到的结果进行比较，比较结果如图2所示，从图2中可以看到预测模型与实验点2符合较好，验证了参数计算方法与模型本身的可靠性，需要说明的是实验点1参与模型计算，不进行比较。
其中，图5所示为上述实施例的晶界P元素积累成分曲线。对晶粒α和β内的积累成分曲线进行线性拟合分别得到lα和lβ，由lα和lβ的斜率得到
Figure GDA0002541075850000083
和
Figure GDA0002541075850000084
分别为0.0028at.％和0.0081at.％。对积累成分曲线中间部分进行线性拟合后得到拟合线lGB，由lGB的斜率得到
Figure GDA0002541075850000085
为0.118at.％。将lα与lGB的交点B和lβ与lGB的交点A之间的部分确定为晶界，根据原始数据获得AB部分对应的晶界厚度δ为3.4nm。则富集系数和晶界厚度如下：
Figure GDA0002541075850000086
Figure GDA0002541075850000087
δ＝3.4nm
将计算得到的s0、s、δ带入到预测模型中得到：
Figure GDA0002541075850000088
上述Cb(t)中参数即使用由三维原子探针数据处理后得到的参数，式中αn为方程
Figure GDA0002541075850000089
的第n个解。
需要说明的是模型Cb(t)中所使用的晶界厚度δ和晶界富集系数s、s0是利用该计算方法在获得大量数据以后平均得到的。
将得到的预测模型结果与实验数据得到的结果进行比较，比较结果如图6所示，从图6中可以看到预测模型与实验点2符合较好，验证了参数计算方法与模型本身的可靠性，需要说明的是实验点1参与模型计算，不进行比较。
显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。

Claims (5)

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TK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TK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TK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TK与晶界P浓度的线性关系式即可得到TK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：
Figure FDA0002541075840000011
上述公式中，Cb(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；
Figure FDA0002541075840000012
Figure FDA0002541075840000013
Figure FDA0002541075840000021
Figure FDA0002541075840000022
Figure FDA0002541075840000023
为元素i在晶界处的饱和浓度；
Figure FDA0002541075840000024
为元素i在基体中的浓度；
Figure FDA0002541075840000025
为元素i在晶界处的初始浓度；
αn为方程
Figure FDA0002541075840000026
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：
Figure FDA0002541075840000027
其中，αn为方程
Figure FDA0002541075840000028
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TK变化预测模型为：
Figure FDA0002541075840000029
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：
Figure FDA0002541075840000031
富集系数s：
Figure FDA0002541075840000032
确定晶界厚度δ：取lα与lGB的交点B和取lβ与lGB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，
Figure FDA0002541075840000033
和
Figure FDA0002541075840000034
分别为元素在晶界两侧晶粒α和β内的原子浓度，
Figure FDA0002541075840000035
为元素i在晶界处的浓度，其中
Figure FDA0002541075840000036
为积累成分曲线在晶粒α内的线性拟合线lα的斜率，
Figure FDA0002541075840000037
为积累成分曲线在晶粒β内的线性拟合线lβ的斜率，
Figure FDA0002541075840000038
为积累成分曲线在晶界处部分的线性拟合线lGB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。
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Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111460731B (zh) * 2020-03-30 2023-05-30 苏州热工研究院有限公司 基于机器学习算法的rpv材料辐照脆化预测模型的开发方法

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105489259A (zh) * 2014-09-18 2016-04-13 中国核动力研究设计院 反应堆压力容器长寿期辐照监督方法
CN106092351A (zh) * 2016-05-27 2016-11-09 中广核工程有限公司 核电站管道内壁温度测量方法和装置

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101104894B1 (ko) * 2009-10-27 2012-01-12 한국수력원자력 주식회사 열수력 안전해석코드를 이용한 원자로 노심 평가방법
CN102930167B (zh) * 2012-11-05 2015-09-30 中国原子能科学研究院 反应堆压力容器辐照脆化预测评估方法
US10990714B2 (en) * 2015-12-22 2021-04-27 Bwxt Mpower, Inc. Apparatus and method for safety analysis evaluation with data-driven workflow
CN107123451B (zh) * 2017-05-09 2019-02-01 深圳中广核工程设计有限公司 核电站监测与评估反应堆压力容器钢辐照损伤的方法

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105489259A (zh) * 2014-09-18 2016-04-13 中国核动力研究设计院 反应堆压力容器长寿期辐照监督方法
CN106092351A (zh) * 2016-05-27 2016-11-09 中广核工程有限公司 核电站管道内壁温度测量方法和装置

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