CN111009331B - 堆内构件围板-成型板螺栓iascc敏感性分析计算应用方法 - Google Patents

堆内构件围板-成型板螺栓iascc敏感性分析计算应用方法 Download PDF

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Abstract

本发明涉及一种堆内构件围板‑成型板螺栓IASCC敏感性分析计算应用方法，包括以下步骤：步骤1：辐照分析：计算不同运行周期中各围板‑成型板螺栓的快中子注量；步骤2：应力分析：分析围板‑成型板螺栓的所受应力作为应力分析结果；步骤3：敏感性筛选：计算围板‑成型板螺栓对IASCC敏感的辐照剂量上限和下限，确定围板‑成型板螺栓对IASCC敏感性筛选原则，对围板‑成型板螺进行筛选而得到筛选结果；步骤4：运行年限计算：计算各围板‑成型板螺栓达到其对IASCC敏感的辐照剂量上限的运行年限，从而制定围板‑成型板螺栓的检查策略。本发明能够实现对围板‑成型板螺栓的IASCC进行有效的老化管理，从而能够为核电厂制定检查策略及更换方案提供技术依据。

Description

堆内构件围板-成型板螺栓IASCC敏感性分析计算应用方法
技术领域
本发明属于核电厂老化监检测与评估技术领域，主要涉及核电机组老化管理中的堆内构件围板-成型板螺栓辐照促进应力腐蚀开裂（IASCC）分析的应用方法。
背景技术
国家核安全局发布的HAD 103/12《核动力厂老化管理》中规定，应对核动力厂安全重要构筑物、系统和部件开展主动的（有预见性和有针对性的）老化管理，采用系统化的老化管理方法协调所有相关的大纲和活动，包括认知、控制、监测以及缓解核动力厂部件或构筑物的老化效应。
反应堆堆内构件是指在反应堆压力容器内除燃料组件及其相关部件、堆芯测量仪表以及压力容器材料辐照监督管之外的所有其他结构件，属于核岛关键部件，是反应堆中的重要部件，能否有效地掌握其老化状态、实施老化管理活动是影响反应堆运行效率和安全的重要因素。
堆内构件的结构复杂，部件众多，各部件主要老化机理不同。其中，围板-成型板螺栓是保证堆内构件维持其预定功能的重要部件，其IASCC问题是业界关注的老化问题。
目前，EPRI、IAEA、EDF、NRC等机构，以及国内的研究院所、电厂对于螺栓IASCC问题的研究仅限于理论分析，但未能够落实到电厂的具体工程应用中，对电厂开展具体的检查、维修工作无法给予直接的指导。
发明内容
本发明的目的是提供一种能够为核电厂检查、维修工作提供技术依据的堆内构件围板-成型板螺栓IASCC敏感性分析计算应用方法。
为达到上述目的，本发明采用的技术方案是：
一种堆内构件围板-成型板螺栓IASCC敏感性分析计算应用方法，包括以下步骤：
步骤1：辐照分析：基于燃料管理方案和堆芯组件装载机螺栓分布，计算不同各围板-成型板螺栓的平均中子注量率，进而计算得到不同运行周期中各围板-成型板螺栓的快中子注量；
步骤2：应力分析：基于围板-成型板螺栓的属性和载荷分析围板-成型板螺栓的所受应力作为应力分析结果；
步骤3：敏感性筛选：基于所述应力分析结果、奥氏体不锈钢发生IASCC时中子辐照和应力的关系、经验反馈，计算围板-成型板螺栓对IASCC敏感的辐照剂量上限和下限，进而确定围板-成型板螺栓对IASCC敏感性筛选原则，再结合围板-成型板螺所受的快中子注量对围板-成型板螺进行筛选而得到筛选结果；
步骤4：运行年限计算：基于各围板-成型板螺栓的平均中子注量率、围板-成型板螺栓对IASCC敏感的辐照剂量上限计算各围板-成型板螺栓达到其对IASCC敏感的辐照剂量上限的运行年限，从而制定围板-成型板螺栓的检查策略。
所述步骤1包括：
步骤1.1：基于所述燃料管理方案的平衡循环的长循环和平衡循环的短循环分别计算各围板-成型板螺栓处的中子注量率，再根据堆芯组件装载机螺栓分布分别计算各围板-成型板螺栓处的平均中子注量率；
步骤1.2：根据所述燃料管理方案计算其平衡循环的长循环和平衡循环的短循环的长度，并计算不同运行周期的总辐照时间和运行时间；
步骤1.3：根据各围板-成型板螺栓处的平均中子注量率、不同运行周期的总辐照时间和运行时间计算不同运行周期中各围板-成型板螺栓的快中子注量。
所述步骤1.1中，分别按照能量大于0.1MeV和能量大于1MeV计算各围板-成型板螺栓处的平均中子注量率。
所述步骤1.3中，将围板-成型板螺栓处的平均中子注量率与总辐照时间积分而得到围板-成型板螺栓的快中子注量。
所述步骤2包括：
步骤2.1：分析围板-成型板螺栓的载荷；
步骤2.2：根据围板-成型板螺栓的尺寸，搭建不同载荷下的围板-成型板螺栓模型；
步骤2.3：根据围板-成型板螺栓的尺寸、材料以及运行温度下的材料性能值，分别计算围板-成型板螺栓在正常工况和异常工况下的载荷及应力；
步骤2.4：对围板-成型板螺栓进行疲劳分析；
步骤2.5：分别计算围板-成型板螺栓在紧急工况和事故工况下的载荷及应力；
步骤2.6：基于围板-成型板螺栓在正常工况和异常工况下的载荷及应力、在紧急工况和事故工况下的载荷及应力综合分析评估围板-成型板螺栓所受应力。
所述步骤2.4中，参照RCC-M规范，采用使围板相对于吊篮做位移的试验方法，对围板-成型板螺栓进行疲劳分析。
所述步骤3包括：
步骤3.1：根据奥氏体不锈钢发生IASCC时中子辐照和应力的关系，结合经验反馈，确定围板-成型板螺栓对IASCC敏感的辐照剂量下限；
步骤3.2：根据所述应力分析结果得到正常运行工况下围板-成型板螺栓所受的应力，进而结合奥氏体不锈钢发生IASCC时中子辐照和应力的关系计算围板-成型板螺栓对IASCC敏感的辐照剂量上限；
步骤3.3：确定围板-成型板螺栓对IASCC敏感性筛选原则，结合围板-成型板螺所受的快中子注量对围板-成型板螺进行筛选而得到筛选结果。
所述步骤4包括：
步骤4.1：基于各围板-成型板螺栓的平均中子注量率，根据围板-成型板螺栓对IASCC敏感的辐照剂量上限，计算每个围板-成型板螺栓达到辐照剂量上限的运行年限；
步骤4.2：根据计算出的每个围板-成型板螺栓达到辐照剂量上限的运行年限，确定后续大修检查期间，螺栓的检查范围，通过检查围板-成型板螺栓当前的状态确定是否需要更换，从而制定检查策略。
由于上述技术方案运用，本发明与现有技术相比具有下列优点：本发明能够实现对围板-成型板螺栓的IASCC进行有效的老化管理，从而能够为核电厂制定检查策略及更换方案提供技术依据。
附图说明
附图1为本发明的流程图。
附图2为本发明的步骤1的流程图。
附图3为本发明的步骤3的流程图。
附图4为本发明的步骤4的流程图。
具体实施方式
下面结合附图所示的实施例对本发明作进一步描述。
实施例一：如附图1所示，一种堆内构件围板-成型板螺栓IASCC敏感性分析计算应用方法，通过对核电厂围板-成型板螺栓的实际运行工况、材料、辐照剂量、所受应力等因素进行综合分析、评价，对电厂围板-成型板螺栓进行IASCC敏感性筛选，并计算每根围板-成型板螺栓发生IASCC所受中子辐照剂量上限时的运行年限。
具体的，该堆内构件围板-成型板螺栓IASCC敏感性分析计算应用方法包括以下步骤：
步骤1：辐照分析。
基于工程设计阶段的燃料管理方案和堆芯组件装载机螺栓分布，计算不同各围板-成型板螺栓的平均中子注量率，进而计算得到不同运行周期中各围板-成型板螺栓的快中子注量。
如附图2所示，步骤1包括：
步骤1.1：基于燃料管理方案的平衡循环的长循环和平衡循环的短循环分别计算各围板-成型板螺栓处的中子注量率，再根据堆芯组件装载机螺栓分布分别计算各围板-成型板螺栓处的平均中子注量率。该捕捉1.1中，分别按照能量大于0.1MeV和能量大于1MeV计算各围板-成型板螺栓处的平均中子注量率。
步骤1.2：根据燃料管理方案计算其平衡循环的长循环和平衡循环的短循环的长度，并计算不同运行周期的总辐照时间和运行时间。
步骤1.3：根据各围板-成型板螺栓处的平均中子注量率、不同运行周期的总辐照时间和运行时间计算不同运行周期中各围板-成型板螺栓的快中子注量。该步骤1.3中，将围板-成型板螺栓处的平均中子注量率与总辐照时间积分而得到围板-成型板螺栓的快中子注量。
步骤2：应力分析。
基于围板-成型板螺栓的属性和载荷分析围板-成型板螺栓的所受应力作为应力分析结果。
步骤2包括：
步骤2.1：分析围板-成型板螺栓的载荷。载荷包括：自重、水压载荷、地震载荷和热载荷。
步骤2.2：根据围板-成型板螺栓的尺寸，搭建不同载荷下的围板-成型板螺栓模型。
步骤2.3：根据围板-成型板螺栓的尺寸、材料以及运行温度下的材料性能值，分别计算围板-成型板螺栓在正常工况和异常工况下的载荷及应力。
步骤2.4：对围板-成型板螺栓进行疲劳分析。该步骤2.4中，参照RCC-M规范，采用使围板相对于吊篮做位移的试验方法，对围板-成型板螺栓进行疲劳分析。；
步骤2.5：分别计算围板-成型板螺栓在紧急工况和事故工况下的载荷及应力。
步骤2.6：基于围板-成型板螺栓在正常工况和异常工况下的载荷及应力、在紧急工况和事故工况下的载荷及应力综合分析评估围板-成型板螺栓所受应力。
步骤3：敏感性筛选。
基于应力分析结果、奥氏体不锈钢发生IASCC时中子辐照和应力的关系、经验反馈，计算围板-成型板螺栓对IASCC敏感的辐照剂量上限和下限，进而确定围板-成型板螺栓对IASCC敏感性筛选原则，再结合围板-成型板螺所受的快中子注量对围板-成型板螺进行筛选而得到筛选结果。
如附图3所示，步骤3包括：
步骤3.1：根据奥氏体不锈钢发生IASCC时中子辐照和应力的关系，结合经验反馈，确定围板-成型板螺栓对IASCC敏感的辐照剂量下限。
步骤3.2：根据应力分析结果得到正常运行工况下围板-成型板螺栓所受的应力，进而结合奥氏体不锈钢发生IASCC时中子辐照和应力的关系计算围板-成型板螺栓对IASCC敏感的辐照剂量上限。
步骤3.3：确定围板-成型板螺栓对IASCC敏感性筛选原则，结合围板-成型板螺所受的快中子注量对围板-成型板螺进行筛选而得到筛选结果。
步骤4：运行年限计算。
基于各围板-成型板螺栓的平均中子注量率、围板-成型板螺栓对IASCC敏感的辐照剂量上限计算各围板-成型板螺栓达到其对IASCC敏感的辐照剂量上限的运行年限，从而制定围板-成型板螺栓的检查策略。
如附图4所示，步骤4包括：
步骤4.1：基于各围板-成型板螺栓的平均中子注量率，根据围板-成型板螺栓对IASCC敏感的辐照剂量上限，计算每个围板-成型板螺栓达到辐照剂量上限的运行年限。
步骤4.2：根据计算出的每个围板-成型板螺栓达到辐照剂量上限的运行年限，确定后续大修检查期间，螺栓的检查范围，通过检查围板-成型板螺栓当前的状态确定是否需要更换，从而制定检查策略。
本方案针对核电厂围板-成型板螺栓的实际运行工况、材料、辐照剂量、所受应力等因素进行分析、评价，确定围板-成型板螺栓辐照促进应力腐蚀开裂的敏感性筛选原则，并对具体围板-成型板螺栓进行IASCC的敏感性分级。同时，根据电厂围板-成型板螺栓发生IASCC所受中子辐照剂量的上限计算每根螺栓的运行年限，电厂可根据此结果制定检查策略及更换方案，对围板-成型板螺栓的IASCC进行有效的老化管理。
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 (5)

1.一种堆内构件围板-成型板螺栓IASCC敏感性分析计算应用方法，其特征在于：所述堆内构件围板-成型板螺栓IASCC敏感性分析计算应用方法包括以下步骤：
步骤1：辐照分析：基于燃料管理方案和堆芯组件装载机螺栓分布，计算不同各围板-成型板螺栓的平均中子注量率，进而计算得到不同运行周期中各围板-成型板螺栓的快中子注量；
步骤2：应力分析：基于围板-成型板螺栓的属性和载荷分析围板-成型板螺栓的所受应力作为应力分析结果；
步骤3：敏感性筛选：基于所述应力分析结果、奥氏体不锈钢发生IASCC时中子辐照和应力的关系、经验反馈，计算围板-成型板螺栓对IASCC敏感的辐照剂量上限和下限，进而确定围板-成型板螺栓对IASCC敏感性筛选原则，再结合围板-成型板螺所受的快中子注量对围板-成型板螺进行筛选而得到筛选结果；
步骤4：运行年限计算：基于各围板-成型板螺栓的平均中子注量率、围板-成型板螺栓对IASCC敏感的辐照剂量上限计算各围板-成型板螺栓达到其对IASCC敏感的辐照剂量上限的运行年限，从而制定围板-成型板螺栓的检查策略；
所述步骤1包括：
步骤1.1：基于所述燃料管理方案的平衡循环的长循环和平衡循环的短循环分别计算各围板-成型板螺栓处的中子注量率，再根据堆芯组件装载机螺栓分布分别计算各围板-成型板螺栓处的平均中子注量率；
步骤1.2：根据所述燃料管理方案计算其平衡循环的长循环和平衡循环的短循环的长度，并计算不同运行周期的总辐照时间和运行时间；
步骤1.3：根据各围板-成型板螺栓处的平均中子注量率、不同运行周期的总辐照时间和运行时间计算不同运行周期中各围板-成型板螺栓的快中子注量；
所述步骤1.1中，分别按照能量大于0.1MeV和能量大于1MeV计算各围板-成型板螺栓处的平均中子注量率；
所述步骤1.3中，将围板-成型板螺栓处的平均中子注量率与总辐照时间积分而得到围板-成型板螺栓的快中子注量。
2.根据权利要求1所述的堆内构件围板-成型板螺栓IASCC敏感性分析计算应用方法，其特征在于：所述步骤2包括：
步骤2.1：分析围板-成型板螺栓的载荷；
步骤2.2：根据围板-成型板螺栓的尺寸，搭建不同载荷下的围板-成型板螺栓模型；
步骤2.3：根据围板-成型板螺栓的尺寸、材料以及运行温度下的材料性能值，分别计算围板-成型板螺栓在正常工况和异常工况下的载荷及应力；
步骤2.4：对围板-成型板螺栓进行疲劳分析；
步骤2.5：分别计算围板-成型板螺栓在紧急工况和事故工况下的载荷及应力；
步骤2.6：基于围板-成型板螺栓在正常工况和异常工况下的载荷及应力、在紧急工况和事故工况下的载荷及应力综合分析评估围板-成型板螺栓所受应力。
3.根据权利要求2所述的堆内构件围板-成型板螺栓IASCC敏感性分析计算应用方法，其特征在于：所述步骤2.4中，参照RCC-M规范，采用使围板相对于吊篮做位移的试验方法，对围板-成型板螺栓进行疲劳分析。
4.根据权利要求1所述的堆内构件围板-成型板螺栓IASCC敏感性分析计算应用方法，其特征在于：所述步骤3包括：
步骤3.1：根据奥氏体不锈钢发生IASCC时中子辐照和应力的关系，结合经验反馈，确定围板-成型板螺栓对IASCC敏感的辐照剂量下限；
步骤3.2：根据所述应力分析结果得到正常运行工况下围板-成型板螺栓所受的应力，进而结合奥氏体不锈钢发生IASCC时中子辐照和应力的关系计算围板-成型板螺栓对IASCC敏感的辐照剂量上限；
步骤3.3：确定围板-成型板螺栓对IASCC敏感性筛选原则，结合围板-成型板螺所受的快中子注量对围板-成型板螺进行筛选而得到筛选结果。
5.根据权利要求1所述的堆内构件围板-成型板螺栓IASCC敏感性分析计算应用方法，其特征在于：所述步骤4包括：
步骤4.1：基于各围板-成型板螺栓的平均中子注量率，根据围板-成型板螺栓对IASCC敏感的辐照剂量上限，计算每个围板-成型板螺栓达到辐照剂量上限的运行年限；
步骤4.2：根据计算出的每个围板-成型板螺栓达到辐照剂量上限的运行年限，确定后续大修检查期间，螺栓的检查范围，通过检查围板-成型板螺栓当前的状态确定是否需要更换，从而制定检查策略。
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Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1038672A (zh) * 1988-06-13 1990-01-10 通用电气公司 奥氏体不锈钢中辐照加速应力腐蚀开裂的抑制处理
JP2010127728A (ja) * 2008-11-27 2010-06-10 Japan Atomic Energy Agency 照射誘起応力腐食割れ予兆診断方法及びその装置
CN103366841A (zh) * 2013-08-06 2013-10-23 苏州热工研究院有限公司 一种cpr1000机组反应堆压力容器堆芯筒体区缺陷的评定方法
CN109523232A (zh) * 2018-11-08 2019-03-26 苏州热工研究院有限公司 一种压水堆核电厂反应堆堆内构件的分类管理方法
CN110174460A (zh) * 2019-03-20 2019-08-27 苏州热工研究院有限公司 一种奥氏体不锈钢辐照加速应力腐蚀开裂敏感性的磁性评估方法
CN110287527A (zh) * 2019-05-21 2019-09-27 苏州热工研究院有限公司 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
CN110322105A (zh) * 2019-04-02 2019-10-11 苏州热工研究院有限公司 用于m310核电机组安全壳内k1类电缆寿命再评估的方法

Patent Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1038672A (zh) * 1988-06-13 1990-01-10 通用电气公司 奥氏体不锈钢中辐照加速应力腐蚀开裂的抑制处理
JP2010127728A (ja) * 2008-11-27 2010-06-10 Japan Atomic Energy Agency 照射誘起応力腐食割れ予兆診断方法及びその装置
CN103366841A (zh) * 2013-08-06 2013-10-23 苏州热工研究院有限公司 一种cpr1000机组反应堆压力容器堆芯筒体区缺陷的评定方法
CN109523232A (zh) * 2018-11-08 2019-03-26 苏州热工研究院有限公司 一种压水堆核电厂反应堆堆内构件的分类管理方法
CN110174460A (zh) * 2019-03-20 2019-08-27 苏州热工研究院有限公司 一种奥氏体不锈钢辐照加速应力腐蚀开裂敏感性的磁性评估方法
CN110322105A (zh) * 2019-04-02 2019-10-11 苏州热工研究院有限公司 用于m310核电机组安全壳内k1类电缆寿命再评估的方法
CN110287527A (zh) * 2019-05-21 2019-09-27 苏州热工研究院有限公司 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

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
A prediction model of IASCC initiation stress for bolts in PWR core internals;Koji Fukuya，等;《Nuclear Engineering and Design》;20100331;第473-481页 *
压水堆一回路系统600合金部位应力腐蚀开裂风险分析;张江涛，等;《科技创新导报》;20171231;第120-122页 *

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