CN117637211A - 反应堆压力容器中堆芯筒体的缺陷检测方法、装置和设备 - Google Patents
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Abstract
本申请涉及一种反应堆压力容器中堆芯筒体的缺陷检测方法、装置、计算机设备、存储介质和计算机程序产品。方法包括：将预设缺陷深度值确定为反应堆的压力容器中堆芯筒体的缺陷的缺陷深度值；基于缺陷深度值及预配置的压力值，确定缺陷的第一应力强度因子；根据材料屈服强度和缺陷深度值，对第一应力强度因子进行塑性修正得到第二应力强度因子；当第二应力强度因子与参考断裂韧性限值不符合预设匹配关系，更新缺陷深度值，执行基于缺陷深度值及预配置的压力值，确定缺陷的第一应力强度因子的步骤，直至第二应力强度因子与参考断裂韧性限值符合预设匹配关系，获得一回路水压试验能够检出的极限缺陷深度值。采用本方法可节约反应堆核电机组运行资源。
Description
技术领域
本申请涉及压力容器技术领域，特别是涉及一种反应堆压力容器中堆芯筒体的缺陷检测方法、装置、计算机设备、存储介质和计算机程序产品。
背景技术
在核电领域中，一回路水压试验是以一个合适的试验压力，对反应堆、冷却剂系统(RCP系统)及其相关辅助系统的高压部分进行强度性水压试验，以检查一回路系统的设备，管道的密封和焊接质量，验证其承压运行时的密封性和安全性，从而证明从本次试验结束到下次试验实施之前的这段时间里反应堆一回路系统在正常运行和设计的事故工况下是安全的，并满足核安全法规的。
然而，一回路水压试验将占用反应堆核电机组约6天的大修时间，资源消耗大。
发明内容
基于此，有必要针对上述技术问题，提供一种能够节约资源的反应堆压力容器中堆芯筒体的缺陷检测方法、装置、计算机设备、计算机可读存储介质和计算机程序产品。
第一方面，本申请提供了一种反应堆压力容器中堆芯筒体的缺陷检测方法，包括：
获取预设缺陷深度值，将所述预设缺陷深度值确定为反应堆的压力容器中堆芯筒体的缺陷的缺陷深度值；
基于所述缺陷深度值以及预配置的压力值，确定所述缺陷的第一应力强度因子；所述预配置的压力值，表征所述反应堆进行一回路水压试验时的压力；
获取所述堆芯筒体的材料屈服强度，根据所述材料屈服强度和所述缺陷深度值，对所述第一应力强度因子进行塑性修正，得到第二应力强度因子；
确定所述堆芯筒体的参考断裂韧性限值，所述参考断裂韧性限值是根据所述堆芯筒体的脆性断裂韧性限值和延性断裂韧性限值确定的，所述脆性断裂韧性限值和所述延性断裂韧性限值，分别与所述堆芯筒体的材料类型和进行所述一回路水压试验时的试验温度值相关；
当所述第二应力强度因子与所述参考断裂韧性限值不符合预设匹配关系，按照所述第二应力强度因子与所述参考断裂韧性限值，更新所述缺陷深度值，执行所述基于所述缺陷深度值以及预配置的压力值，确定所述缺陷的第一应力强度因子的步骤，直至所述第二应力强度因子与所述参考断裂韧性限值符合预设匹配关系，获得所述一回路水压试验能够检出的极限缺陷深度值。
第二方面，本申请还提供了一种反应堆压力容器中堆芯筒体的缺陷检测装置，包括：
缺陷深度管理模块，用于获取预设缺陷深度值，将所述预设缺陷深度值确定为反应堆的压力容器中堆芯筒体的缺陷的缺陷深度值；
应力强度因子管理模块，用于基于所述缺陷深度值以及预配置的压力值，确定所述缺陷的第一应力强度因子；所述预配置的压力值，表征所述反应堆进行一回路水压试验时的压力；获取所述堆芯筒体的材料屈服强度，根据所述材料屈服强度和所述缺陷深度值，对所述第一应力强度因子进行塑性修正，得到第二应力强度因子；
断裂韧性限值管理模块，用于确定所述堆芯筒体的参考断裂韧性限值，所述参考断裂韧性限值是根据所述堆芯筒体的脆性断裂韧性限值和延性断裂韧性限值确定的，所述脆性断裂韧性限值和所述延性断裂韧性限值，分别与所述堆芯筒体的材料类型和进行所述一回路水压试验时的试验温度值相关；
缺陷深度管理模块，还用于当所述第二应力强度因子与所述参考断裂韧性限值不符合预设匹配关系，按照所述第二应力强度因子与所述参考断裂韧性限值，更新所述缺陷深度值，执行所述基于所述缺陷深度值以及预配置的压力值，确定所述缺陷的第一应力强度因子的步骤，直至所述第二应力强度因子与所述参考断裂韧性限值符合预设匹配关系，获得所述一回路水压试验能够检出的极限缺陷深度值。
第三方面，本申请还提供了一种计算机设备，包括存储器和处理器，所述存储器存储有计算机程序，所述处理器执行所述计算机程序时实现以下步骤：
获取预设缺陷深度值，将所述预设缺陷深度值确定为反应堆的压力容器中堆芯筒体的缺陷的缺陷深度值；
基于所述缺陷深度值以及预配置的压力值，确定所述缺陷的第一应力强度因子；所述预配置的压力值，表征所述反应堆进行一回路水压试验时的压力；
获取所述堆芯筒体的材料屈服强度，根据所述材料屈服强度和所述缺陷深度值，对所述第一应力强度因子进行塑性修正，得到第二应力强度因子；
确定所述堆芯筒体的参考断裂韧性限值，所述参考断裂韧性限值是根据所述堆芯筒体的脆性断裂韧性限值和延性断裂韧性限值确定的，所述脆性断裂韧性限值和所述延性断裂韧性限值，分别与所述堆芯筒体的材料类型和进行所述一回路水压试验时的试验温度值相关；
当所述第二应力强度因子与所述参考断裂韧性限值不符合预设匹配关系，按照所述第二应力强度因子与所述参考断裂韧性限值，更新所述缺陷深度值，执行所述基于所述缺陷深度值以及预配置的压力值，确定所述缺陷的第一应力强度因子的步骤，直至所述第二应力强度因子与所述参考断裂韧性限值符合预设匹配关系，获得所述一回路水压试验能够检出的极限缺陷深度值。
第四方面，本申请还提供了一种计算机可读存储介质，其上存储有计算机程序，所述计算机程序被处理器执行时实现以下步骤：
获取预设缺陷深度值，将所述预设缺陷深度值确定为反应堆的压力容器中堆芯筒体的缺陷的缺陷深度值；
基于所述缺陷深度值以及预配置的压力值，确定所述缺陷的第一应力强度因子；所述预配置的压力值，表征所述反应堆进行一回路水压试验时的压力；
获取所述堆芯筒体的材料屈服强度，根据所述材料屈服强度和所述缺陷深度值，对所述第一应力强度因子进行塑性修正，得到第二应力强度因子；
确定所述堆芯筒体的参考断裂韧性限值，所述参考断裂韧性限值是根据所述堆芯筒体的脆性断裂韧性限值和延性断裂韧性限值确定的，所述脆性断裂韧性限值和所述延性断裂韧性限值，分别与所述堆芯筒体的材料类型和进行所述一回路水压试验时的试验温度值相关；
当所述第二应力强度因子与所述参考断裂韧性限值不符合预设匹配关系，按照所述第二应力强度因子与所述参考断裂韧性限值，更新所述缺陷深度值，执行所述基于所述缺陷深度值以及预配置的压力值，确定所述缺陷的第一应力强度因子的步骤，直至所述第二应力强度因子与所述参考断裂韧性限值符合预设匹配关系，获得所述一回路水压试验能够检出的极限缺陷深度值。
第五方面，本申请还提供了一种计算机程序产品，包括计算机程序，该计算机程序被处理器执行时实现以下步骤：
获取预设缺陷深度值，将所述预设缺陷深度值确定为反应堆的压力容器中堆芯筒体的缺陷的缺陷深度值；
基于所述缺陷深度值以及预配置的压力值，确定所述缺陷的第一应力强度因子；所述预配置的压力值，表征所述反应堆进行一回路水压试验时的压力；
获取所述堆芯筒体的材料屈服强度，根据所述材料屈服强度和所述缺陷深度值，对所述第一应力强度因子进行塑性修正，得到第二应力强度因子；
确定所述堆芯筒体的参考断裂韧性限值，所述参考断裂韧性限值是根据所述堆芯筒体的脆性断裂韧性限值和延性断裂韧性限值确定的，所述脆性断裂韧性限值和所述延性断裂韧性限值，分别与所述堆芯筒体的材料类型和进行所述一回路水压试验时的试验温度值相关；
当所述第二应力强度因子与所述参考断裂韧性限值不符合预设匹配关系，按照所述第二应力强度因子与所述参考断裂韧性限值，更新所述缺陷深度值，执行所述基于所述缺陷深度值以及预配置的压力值，确定所述缺陷的第一应力强度因子的步骤，直至所述第二应力强度因子与所述参考断裂韧性限值符合预设匹配关系，获得所述一回路水压试验能够检出的极限缺陷深度值。
上述反应堆压力容器中堆芯筒体的缺陷检测方法、装置、计算机设备、存储介质和计算机程序产品，通过反应堆的压力容器中堆芯筒体的缺陷的缺陷深度值，以及反应堆进行一回路水压试验时的压力值，确定缺陷的第一应力强度因子后进行塑形修正得到第二应力强度因子，基于一回路水压试验时的试验温度值确定参考断裂韧性限值，当第二应力强度因子与参考断裂韧性限值不符合预设匹配关系，迭代地更新缺陷深度值，直到第二应力强度因子与参考断裂韧性限值不符合预设匹配关系，获得一回路水压试验能够检出的极限缺陷深度值，技术人员可以根据极限缺陷深度值确定进行一回路水压试验的必要性，可节约反应堆核电机组运行资源。
附图说明
为了更清楚地说明本申请实施例或相关技术中的技术方案，下面将对实施例或相关技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本申请的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。
图1为一个实施例中反应堆压力容器中堆芯筒体的缺陷检测方法的流程示意图；
图2为一个实施例中一回路水压试验检出能力评估简略流程示意图；
图3为一个实施例中反应堆压力容器中堆芯筒体的缺陷检测装置的结构框图；
图4为一个实施例中计算机设备的内部结构图。
具体实施方式
为了使本申请的目的、技术方案及优点更加清楚明白，以下结合附图及实施例，对本申请进行进一步详细说明。应当理解，此处描述的具体实施例仅仅用以解释本申请，并不用于限定本申请。
在一个实施例中，如图1所示，提供了一种反应堆压力容器中堆芯筒体的缺陷检测方法，本实施例以该方法应用于计算机设备进行举例说明。计算机设备可以是终端，也可以是服务器。可以理解的是，该方法也可以应用于包括终端和服务器的系统，并通过终端和服务器的交互实现。其中，终端可以是个人计算机、笔记本电脑、智能手机或平板电脑。服务器可以用独立的服务器或者是多个服务器组成的服务器集群来实现。本实施例中，该方法包括以下步骤：
步骤102，获取预设缺陷深度值，将预设缺陷深度值确定为反应堆的压力容器中堆芯筒体的缺陷的缺陷深度值。
其中，反应堆是能够维持可控自持链式核裂变反应以实现核能利用的装置。反应堆的压力容器是安置反应堆并承受巨大运行压力的密闭容器。压力容器用于固定和包容反应堆的堆芯及堆内构件，使核燃料的裂变反映限制在一个密封的空间内进行。堆芯筒体是包括底壁和侧壁的立式圆筒体，作为压力容器中的部件，可用于安放燃料组件、控制棒组件等。堆芯筒体的底壁和侧壁可称为堆芯筒体的筒体壁。
缺陷是对堆芯筒体的内表面模拟形成的裂纹。缺陷深度是缺陷向筒体壁内部开裂的深度。缺陷深度值是缺陷深度的取值。预设缺陷深度值是预先设置的缺陷深度值。预设缺陷深度值具体是更新缺陷深度值前初始的缺陷深度值。预设缺陷深度值可以取深度值范围内的值，深度值范围为大于零且不大于筒体壁的初始厚度值的一半。筒体壁的初始厚度值的一半约为100mm。预设缺陷深度值例如可以是1mm、10mm、20mm或其它。
步骤104，基于缺陷深度值以及预配置的压力值，确定缺陷的第一应力强度因子；预配置的压力值，表征反应堆进行一回路水压试验时的压力。
其中，一回路水压试验是以水为介质增压，对核电站一回路中的相关设备、管道、阀门以及压力容器进行耐压性测试。核电站一回路主要由反应堆、冷却剂系统、蒸汽发生器和主蒸汽管道。
进行一回路水压试验时的压力是进行一回路水压试验时对压力容器中堆芯筒体内部施加的压力。预配置的压力值，是进行一回路水压试验时的压力的取值。预配置的压力值可以是压力容器的设计压力值的1.2倍。设计压力值是设定的压力容器顶部的最高压力值，不低于压力容器的工作压力值。例如，设计压力值可以是172.3(物理单位为压强单位Bar)，则预配置的压力值可以是206.76，约207。应力强度因子是反映缺陷的尖端处弹性应力场强弱的物理量。第一应力强度是未经过塑形修正的应力强度因子。
在一个实施例中，计算机设备可根据缺陷深度值确定缺陷在单位压力作用下的第三应力强度因子，根据第三应力强度因子以及预配置的压力值，确定缺陷的第一应力强度因子。
步骤106，获取堆芯筒体的材料屈服强度，根据材料屈服强度和缺陷深度值，对第一应力强度因子进行塑性修正，得到第二应力强度因子。
其中，材料屈服强度是堆芯筒体中金属材料发生屈服现象时的屈服极限，也就是抵抗微量塑性变形的应力。塑性修正是基于缺陷的尖端处塑性区的特性，将根据线弹性断裂力学计算的应力强度因子修正至与实际更接近的处理。
在一个实施例中，计算机设备可获取堆芯筒体的材料屈服强度，根据材料屈服强度和第一应力强度因子，确定缺陷的尖端处塑性区的半径值，根据半径值、缺陷深度值，对第一应力强度因子进行塑性修正，得到第二应力强度因子。
步骤108，确定堆芯筒体的参考断裂韧性限值，参考断裂韧性限值是根据堆芯筒体的脆性断裂韧性限值和延性断裂韧性限值确定的，脆性断裂韧性限值和延性断裂韧性限值，分别与堆芯筒体的材料类型和进行一回路水压试验时的试验温度值相关。
其中，参考断裂韧性限值表征堆芯筒体中的材料阻止缺陷扩展的能力。脆性断裂韧性限值表征堆芯筒体中的材料阻止缺陷扩展导致材料产生脆性断裂的能力。在材料发生脆性断裂前，材料不存在明显的塑性变形，而且随着缺陷的扩展，可由缺陷瞬时扩展到结构整体造成材料断裂。延性断裂韧性限值表征堆芯筒体中的材料阻止缺陷扩展导致材料产生延性断裂的能力。在材料发生延性断裂前，材料存在明显的塑性变形。
堆芯筒体的材料类型可包括铜、磷等。进行一回路水压试验时的试验温度值，是进行一回路水压试验时压力容器的温度值。试验温度值可以是压力容器的设计温度值，也可以是预设温度值范围内的温度值。
在一个实施例中，计算机设备可根据堆芯筒体的材料类型和进行一回路水压试验时的试验温度值，确定堆芯筒体的脆性断裂韧性限值和延性断裂韧性限值，并根据脆性断裂韧性限值和延性断裂韧性限值，确定堆芯筒体的断裂参考韧性限值。
在一个实施例中，计算机设备可根据反应堆的中子注量、堆芯筒体的材料类型中第一类型的材料的质量占比和材料类型中第二类型的材料的质量占比，确定堆芯筒体的辐照脆化转化基准温度值，根据试验温度值和堆芯筒体的辐照脆化转化基准温度值，确定堆芯筒体的脆性断裂韧性限值。
在一个实施例中，计算机设备可根据试验温度值和材料类型中第三类型的材料的质量占比，确定堆芯筒体的延性断裂韧性限值。
步骤110，当第二应力强度因子与参考断裂韧性限值不符合预设匹配关系，按照第二应力强度因子与参考断裂韧性限值，更新缺陷深度值，执行基于缺陷深度值以及预配置的压力值，确定缺陷的第一应力强度因子的步骤，直至第二应力强度因子与参考断裂韧性限值符合预设匹配关系，获得一回路水压试验能够检出的极限缺陷深度值。
其中，预设匹配关系是预先设置的第二应力强度因子与参考断裂韧性限值间的关系。预设匹配关系可以是第二应力强度因子与参考断裂韧性限值相等，也可以是第二应力强度因子小于参考断裂韧性限值、且第二应力强度因子与参考断裂韧性限值间差值的绝对值不大于预设差异值。预设差异值可以是0.1、1或其它。
极限缺陷深度值是进行一回路水压试验时，反应堆压力容器中堆芯筒体临界失稳扩展的缺陷深度值。当缺陷深度值超过极限缺陷深度值，堆芯筒体将发生失稳扩展，也即堆芯筒体的材料将发生破裂。由于上述缺陷是在堆芯筒体中模拟的缺陷，可通过更新缺陷深度值的方式迭代地确定出极限缺陷深度值。可以理解的是，在当前堆芯筒体中实际存在的缺陷与极限缺陷深度值存在一定差距时，可不进行一回路水压试验，从而节约成本。
在一个实施例中，当第二应力强度因子与参考断裂韧性限值不符合预设匹配关系，按照第二应力强度因子与参考断裂韧性限值，更新缺陷深度值，执行步骤104至步骤108，直至第二应力强度因子与参考断裂韧性限值符合预设匹配关系，将第二应力强度因子与参考断裂韧性限值符合预设匹配关系时的缺陷深度值，确定为一回路水压试验能够检出的极限缺陷深度值。
在一个实施例中，当第二应力强度因子与参考断裂韧性限值不符合预设匹配关系，获取第二应力强度因子与参考断裂韧性限值的大小比较结果，在深度值范围内按照该大小比较结果更新缺陷深度值。其中，大小比较结果是比较第二应力强度因子与参考断裂韧性限值的大小获得的结果。
在一个实施例中，在深度值范围内按照该大小比较结果更新缺陷深度值的步骤包括：当大小比较结果表征第二应力强度因子大于参考断裂韧性限值，在深度值范围内沿着减小缺陷深度值的方向，更新缺陷深度值；当大小比较结果表征第二应力强度因子小于参考断裂韧性限值，在深度值范围内沿着增大缺陷深度值的方向，更新缺陷深度值。
上述反应堆压力容器中堆芯筒体的缺陷检测方法中，通过反应堆的压力容器中堆芯筒体的缺陷的缺陷深度值，以及反应堆进行一回路水压试验时的压力值，确定缺陷的第一应力强度因子后进行塑形修正得到第二应力强度因子，基于一回路水压试验时的试验温度值确定参考断裂韧性限值，当第二应力强度因子与参考断裂韧性限值不符合预设匹配关系，迭代地更新缺陷深度值，直到第二应力强度因子与参考断裂韧性限值不符合预设匹配关系，获得一回路水压试验能够检出的极限缺陷深度值，技术人员可以根据极限缺陷深度值确定进行一回路水压试验的必要性，可节约反应堆核电机组运行资源。
在一个实施例中，步骤104可包括下述步骤：获取缺陷在堆芯筒体中所处筒体壁的初始厚度值；根据初始厚度值和缺陷深度值，确定筒体壁的剩余厚度值；基于缺陷深度值和剩余厚度值，确定缺陷在单位压力作用下的第三应力强度因子；基于第三应力强度因子和预配置的压力值，确定缺陷的第一应力强度因子。
其中，筒体壁的初始厚度值是筒体壁不存在缺陷时筒体壁的厚度值。剩余厚度值是初始厚度值减去缺陷深度值得到的值。
本实施例中，通过确定缺陷深度值和剩余厚度值，确定第三应力强度因子，进而基于第三应力强度因子和预配置的压力值，确定缺陷的第一应力强度因子，从而结合后续步骤，可确定出极限缺陷深度值，为节约核电机组资源创造条件。
在一个实施例中，基于缺陷深度值和剩余厚度值，确定缺陷在单位压力作用下的第三应力强度因子的步骤包括：获取预设形状影响系数和应力拟合系数，应力拟合系数是根据缺陷扩展路径上多个尖端点各自的尖端深度值以及各自的尖端应力值确定的；基于缺陷深度值、剩余厚度值、预设形状影响系数和应力拟合系数，确定缺陷在单位压力作用下的第三应力强度因子；第三应力强度因子与预设形状影响系数、应力拟合系数正相关。
其中，预设形状影响系数是堆芯筒体的缺陷的形状对应的形状影响系数。当缺陷为椭圆裂纹，可按照RCC-M规范(法国压水堆核岛机械设备设计和建造规则)中记载的椭圆裂纹的影响函数确定预设形状影响系数。
尖端点是在缺陷的扩展路径上不同位置所取的数据点。扩展路径是指缺陷在堆芯筒体内部生长的路径。尖端深度值是尖端点与缺陷所处筒体壁的壁面间的距离，具体可以是尖端点与缺陷所处筒体壁的壁面间的最短直线距离。尖端应力值是尖端点沿缺陷表面的法线方向的应力值。尖端应力值可通过有限元分析的方式计算获得。缺陷表面是缺陷在所处筒体壁的壁面中的区域。
本实施例中，基于缺陷深度值、剩余厚度值、预设形状影响系数和应力拟合系数，确定缺陷在单位压力作用下的第三应力强度因子，进而结合后续步骤，可确定出极限缺陷深度值，为节约核电机组资源创造条件。
在一个实施例中，多个尖端点是可以是5个尖端点，本实施例中，计算机设备可确定筒体壁的剩余厚度值，确定缺陷在扩展路径上多个尖端点各自的尖端深度值以及各自的尖端应力值，基于剩余厚度值、多个尖端点各自的尖端深度值、各自的尖端应力值以及下述公式(1)进行多项式拟合，以对缺陷所在位置结构壁厚上的应力分布进行多项式拟合，获得应力拟合系数。
其中，σ0、σ1、σ2、σ3、σ4可表征为应力拟合系数。在进行多项式拟合时，针对每一个尖端点，将所针对尖端点的尖端深度值代入公式(1)中的u，将所针对尖端点的尖端应力值代入公式(1)中的σ，将剩余厚度值代入公式(1)中的L，获得所针对尖端点对应的以σ0、σ1、σ2、σ3、σ4为变量的多项式，从而可获得多个尖端点各自对应的以σ0、σ1、σ2、σ3、σ4为变量的多项式，从而可通过多项式拟合求解得到σ0、σ1、σ2、σ3、σ4的具体值。
在一个实施例中，计算机设备可基于缺陷深度值、剩余厚度值、预设形状影响系数和应力拟合系数，按照下述公式(2)确定第三应力强度因子。
其中，KIm可表征第三应力强度因子。i0、i1、i2、i3可表征预设形状影响系数，可按照RCC-M规范中堆芯筒体处椭圆裂纹的影响函数进行取值。应力拟合系数σ0、σ1、σ2、σ3的具体值可以是通过上述多项式拟合得到的。a可用于代入缺陷深度值，L可用于代入初始厚度值。缺陷深度值小于剩余厚度值，且剩余厚度值小于初始厚度值。
在一个实施例中，计算机设备可基于第三应力强度因子和预配置的压力值，按照下述公式(3)，确定缺陷的第一应力强度因子。
KI＝P×KIm公式(3)
其中，KI可表征第一应力强度因子，P可表征预配置的压力值，第三应力强度因子可以是第一应力强度因子与预配置的压力值的乘积。
在一个实施例中，步骤106中根据材料屈服强度和缺陷深度值，对第一应力强度因子进行塑性修正，得到第二应力强度因子的步骤包括：根据材料屈服强度和第一应力强度因子，确定缺陷的尖端处塑性区的半径值；半径值和第一应力强度因子与材料屈服强度间的比值正相关；基于半径值分别与第一参考值、第二参考值的数值比较结果，确定修正系数；第一参考值和第二参考值，是根据缺陷深度值确定的，且第二参考值大于第一参考值；根据半径值、修正系数和缺陷深度值，对第一应力强度因子进行塑性修正，得到第二应力强度因子。
其中，缺陷的尖端处是缺陷向筒体壁内部所扩展的缺陷边缘。缺陷的尖端处塑性区是缺陷受力后在尖端处出现的一个塑性变形的区域。塑性区的半径值是塑性区半径的具体值。第一参考值与第二参考值可根据初始厚度值与缺陷深度值间的差值确定，也即第一参考值与第二参考值可根据剩余厚度值确定。数值比较结果是半径值分别与第一参考值、第二参考值进行数值大小比较获得的结果。
本实施例中，根据尖端处塑性区的半径值、修正系数和缺陷深度值，对第一应力强度因子进行塑性修正，得到与实际情况更接近的第二应力强度因子，进而结合后续步骤，可确定出更准确的极限缺陷深度值，为节约核电机组资源创造条件。
在一个实施例中，计算机设备可基于半径值、修正系数、缺陷深度值以及第一应力强度因子，按照下述公式(4)确定第二应力强度因子。
其中，Kcp可表征第二应力强度因子。第二应力强度因子可以是修正系数、第一应力强度因子与运算式的乘积。运算式是缺陷深度值与半径值之和与缺陷深度值的间比值的开方。
ry可表征缺陷的尖端处塑性区的半径值，Sy可表征材料屈服强度。α可表征修正系数，α可根据ry与分别与第一参考值、第二参考值的数值比较结果确定，具体地，第一参考值可以是0.05(t-a)，第二参考值可以是0.12(t-a)，t可表征筒体壁的初始厚度值，(t-a)可表征筒体壁的剩余厚度值，则第一参考值可以是0.05倍剩余厚度值，第二参考值可以是0.12倍剩余厚度值；当ry≤0.05(t-a)，即数值比较结果表征半径值不大于第一参考值时，α的值可取1；当0.05(t-a)＜ry≤0.12(t-a)，即数值比较结果表征半径值大于第一参考值且不大于第二参考值时，/>α的值与半径值正相关；当ry＞0.12(t-a)，即数值比较结果表征半径值大于第二参考值时，α的值可取1.6。
在一个实施例中，步骤108中确定堆芯筒体的参考断裂韧性限值的步骤包括：获取预设试验温度值，将预设试验温度值作为进行一回路水压试验时的试验温度值；根据堆芯筒体的材料类型和试验温度值，确定堆芯筒体的脆性断裂韧性限值和延性断裂韧性限值，并根据脆性断裂韧性限值和延性断裂韧性限值，确定堆芯筒体的参考断裂韧性限值。
上述反应堆压力容器中堆芯筒体的缺陷检测方法还包括下述步骤：当第二应力强度因子与参考断裂韧性限值不符合预设匹配关系，按照第二应力强度因子与参考断裂韧性限值，在预设温度值范围内更新试验温度值，执行根据堆芯筒体的材料类型和试验温度值，确定堆芯筒体的脆性断裂韧性限值和延性断裂韧性限值的步骤；当在预设温度值范围内对试验温度值更新完毕，且不存在与第二应力强度因子符合预设匹配关系的参考断裂韧性限值，则触发按照第二应力强度因子与参考断裂韧性限值，更新缺陷深度值的步骤。
其中，预设试验温度值是预先设置的试验温度值，具体可以是更新试验温度值前初始的试验温度值。预设温度值范围是预先设置的温度值范围。技术人员可按照历史在实际进行一回路水压试验时试验温度值的变换范围设置预设温度值范围，例如，预设温度值范围可以是60到100℃(摄氏度)。
本实施例中，在预设温度值范围内更新试验温度值，从而更新参考断裂韧性限值，再对第二应力强度因子与参考断裂韧性限值进行匹配以确定是否符合预设匹配关系，从而可模拟实际一回路水压试验时试验温度值的变化情况，可以更准确地确定出缺陷深度值。
在一个实施例中，计算机设备可获取预设试验温度值，将预设试验温度值作为进行一回路水压试验时的试验温度值；根据堆芯筒体的材料类型和试验温度值，确定堆芯筒体的脆性断裂韧性限值和延性断裂韧性限值，并根据脆性断裂韧性限值和延性断裂韧性限值，确定堆芯筒体的参考断裂韧性限值；当第二应力强度因子与参考断裂韧性限值不符合预设匹配关系，获取第二应力强度因子与参考断裂韧性限值的大小比较结果，在预设温度值范围内以预设温度间隔值并按照该大小比较结果更新试验温度值。其中，预设温度间隔值是更新试验温度值前后两个试验温度值的差值的绝对值。例如，预设温度间隔值可以是1℃、2℃或其他。
在一个实施例中，在预设温度值范围内以预设温度间隔值并按照该大小比较结果更新试验温度值包括：当大小比较结果表征第二应力强度因子大于参考断裂韧性限值，在预设温度值范围内以预设温度间隔值、沿着增大试验温度值的方向，更新试验温度值；当大小比较结果表征第二应力强度因子小于参考断裂韧性限值，在预设温度值范围内以预设温度间隔值、沿着减小试验温度值的方向，更新试验温度值。
在一个实施例中，根据堆芯筒体的材料类型和试验温度值，确定堆芯筒体的脆性断裂韧性限值和延性断裂韧性限值的步骤包括：基于试验温度值和堆芯筒体的辐照脆化转化基准温度值，确定堆芯筒体的脆性断裂韧性限值；辐照脆化转化基准温度值，是根据反应堆的中子注量、堆芯筒体的材料类型中第一类型的材料的质量占比和材料类型中第二类型的材料的质量占比确定的；根据试验温度值和材料类型中第三类型的材料的质量占比，确定堆芯筒体的延性断裂韧性限值。
其中，辐照脆化转化基准温度是受中子辐照影响堆芯筒体的材料由延性断裂转变为脆性断裂时的基准温度。辐照脆化转化基准温度值是辐照脆化转化基准温度的具体值。中子注量是以入射中子数目描述中子辐射场性质的物理量。一种类型的材料的质量占比是该类型的材料的质量占堆芯筒体所有材料的质量的比值。
本实施例中，根据试验温度值和堆芯筒体的辐照脆化转化基准温度值，确定脆性断裂韧性限值，根据试验温度值和材料类型中第三类型的材料的质量占比，确定堆芯筒体的延性断裂韧性限值，从而可确定参考断裂韧性限值，结合后续步骤，可确定出极限缺陷深度值，为节约核电机组资源创造条件。
在一个实施例中，计算机设备可基于试验温度值和堆芯筒体的辐照脆化转化基准温度值，按照下述公式(5)确定堆芯筒体的脆性断裂韧性限值。
其中，KIC可表征脆性断裂韧性限值。脆性断裂韧性限值的物理单位为(兆帕乘以米的平方根)。T可表征试验温度，用于代入试验温度值。RTNDT可表征辐照脆化转化基准温度，用于代入辐照脆化转化基准温度值。T-RTNDT可表征试验温度与辐照脆化转化基准温度之间的差。e可表征自然常数，/>可表征e的0.036(T-RTNDT+55.5)次方。脆性断裂韧性限值可以是将试验温度值与辐照脆化转化基准温度值代入后得到的计算结果与220间的较小者。
在一个实施例中，计算机设备可根据辐照脆化转化基准温度初始值与辐照脆化转化基准温度变化值，确定辐照脆化转化基准温度值，并根据反应堆的中子注量、堆芯筒体的材料类型中第一类型的材料的质量占比和材料类型中第二类型的材料的质量占比，按照下述公式(6)确定辐照脆化转化基准温度变化值。其中，辐照脆化转化基准温度初始值是预先设置的辐照脆化转化基准温度的初始值，例如可以是-20℃。辐照脆化转化基准温度变化值是材料的辐照脆化转化基准温度受中子辐照影响产生的变化值。第一类型可以是铜。第二类型可以是磷。
ΔRTNDT＝[22+556×(％Cu-0.08)+2778×(％P-0.008)]×(F/1019)0.5 公式(6)
其中，ΔRTNDT可表征辐照脆化转化基准温度变化值。％Cu可表征铜材料的质量占比。％P可表征磷材料的质量占比。F可表征中子注量，中子注量的物理单位为n/cm2(中子每平方厘米)。
在一个实施例中，计算机设备可获取记录温度范围、材料含量范围、预设延性断裂韧性限值间对应关系的延性断裂韧性限值表，根据延性断裂韧性限值表确定试验温度值所属的目标温度范围，确定堆芯筒体的材料类型中第三类型的材料的质量占比，根据延性断裂韧性限值表确定第三类型的材料的质量占比所属的目标材料含量范围，将与目标温度范围、目标材料含量范围对应的预设延性断裂韧性限值作为延性断裂韧性限值。
在一个实施例中，计算机设备可根据试验温度值和材料类型中第三类型的材料的质量占比，基于下表1，确定堆芯筒体的延性断裂韧性限值。其中，第三类型可以是硫。
表1材料的延性断裂韧性限值表
其中，KJC可表征延性断裂韧性限值，物理单位为母材硫含量表征母材中硫材料的质量占所有母材质量的占比。当试验温度值不小于200℃或者不大于50℃，可按照堆芯筒体的母材中硫材料的含量，确定对应的预设延性断裂韧性限值。例如，当试验温度值为30℃，硫材料的含量为0.008，则延性断裂韧性限值为T≤50℃、0.005＜S≤0.008对应的预设延性断裂韧性限值，即205。当试验温度值小于200℃且大于50℃，基于表1，可采用插值法确定小于200℃且大于50℃间各材料含量范围对应的预设延性断裂韧性限值。例如，可将50℃至200℃划分为50℃至100℃、100℃至150℃、150℃至200℃共3个温度范围，在S≤0.005这一材料含量范围，T≤50℃对应的预设延性断裂韧性限值为245，T≥200℃对应的预设延性断裂韧性限值为200，由此采用插值法可确定在S≤0.005这一材料含量范围中，T为50℃至100℃时对应的预设延性断裂韧性限值可以是233.75，T为100℃至150℃时对应的预设延性断裂韧性限值可以是222.5，T为150℃至200℃时对应的预设延性断裂韧性限值211.25。
在一个实施例中，计算机设备可基于脆性断裂韧性限值和延性断裂韧性限值，按照下表2RSE-M(压水堆核电厂核岛机械部件在役检查规则)1997版本+2000补遗规范的评价准则中指定的限值确定方式，确定参考断裂韧性限值。具体地，计算机设备可确定脆性断裂韧性限值与第一预设数值的第一比值，并确定延性断裂韧性限值与第二预设数值的第二比值，将第一比值与第二比值中较小者确定为参考断裂韧性限值。其中，第一比值是脆性断裂韧性限值与第一预设数值的比值；第二比值是延性断裂韧性限值与第二预设数值的比值。第一预设数值可以是1.3，第二预设数值可以是1.15。
表2RSE-M 1997版本+2000补遗规范中的评价准则
其中，Kcp可表征第二应力强度因子。可表征脆性断裂韧性限值与第一预设数值1.3的第一比值，/>可表征延性断裂韧性限值与第二预设数值的第二比值，可表征第一比值与第二比值中较小者。
在一个实施例中，在一个具体应用场景中，上述反应堆压力容器中堆芯筒体的缺陷检测步骤如下。
计算机设备可获取预设缺陷深度值，将预设缺陷深度值确定为反应堆的压力容器中堆芯筒体的缺陷的缺陷深度值，确定堆芯筒体的缺陷所处筒体壁的初始厚度值，将初始厚度值与缺陷深度值的差值确定为剩余厚度值，确定缺陷在扩展路径上多个尖端点各自的尖端深度值以及各自的尖端应力值，基于剩余厚度值、多个尖端点各自的尖端深度值、各自的尖端应力值以及下述公式(1)进行多项式拟合，以对缺陷所在位置结构壁厚上的应力分布进行多项式拟合，获得应力拟合系数。
计算机设备可按照RCC-M规范中堆芯筒体处椭圆裂纹的影响函数，确定预设形状影响系数，基于缺陷深度值、剩余厚度值、预设形状影响系数和应力拟合系数，按照公式(2)确定第三应力强度因子。
计算机设备可基于第三应力强度因子和预配置的压力值，按照下述公式(3)，确定缺陷的第一应力强度因子。其中，预配置的压力值为压力容器的设计压力值的1.2倍。
计算机设备可获取堆芯筒体的材料屈服强度，根据材料屈服强度和第一应力强度因子确定缺陷的尖端处塑性区的半径值；基于缺陷深度值确定第一参考值、第二参考值，基于半径值分别与第一参考值、第二参考值的数值比较结果，确定修正系数；基于半径值、修正系数、缺陷深度值以及第一应力强度因子，按照公式(4)确定第二应力强度因子。
计算机设备可获取堆芯筒体中铜材料的质量占比、磷材料的质量占比以及反应堆的中子注量，按照公式(6)确定辐照脆化转化基准温度变化值，获取辐照脆化转化基准温度初始值，将辐照脆化转化基准温度变化值与辐照脆化转化基准温度初始值求和获得辐照脆化转化基准温度值；获取进行一回路水压试验时的试验温度值，根据试验温度值、辐照脆化转化基准温度值，按照公式(5)确定脆性断裂韧性限值。其中，试验温度值可以与辐照脆化转化基准温度值相关，例如，试验温度值与辐照脆化转化基准温度值的差值为30℃。
计算机设备可获取堆芯筒体的母材中硫材料的质量占比，根据硫材料的质量占比以及试验温度值，按照表1确定延性断裂韧性限值；根据脆性断裂韧性限值、延性断裂韧性限值，按照表2确定参考断裂韧性限值。
当第二应力强度因子与参考断裂韧性限值不相等，计算机设备可获取第二应力强度因子与参考断裂韧性限值的大小比较结果，在深度值范围内按照该大小比较结果更新缺陷深度值，从上述将初始厚度值与缺陷深度值的差值确定为剩余厚度值的步骤开始重复执行，直至第二应力强度因子与参考断裂韧性限值相等，将第二应力强度因子与参考断裂韧性限值相等时的缺陷深度值确定为一回路水压试验能够检出的极限缺陷深度值。
在一个具体场景中，反应堆可以是CRP1000型号的核电机组，基于RSE-M规范，在预配置的压力值为1.2倍设计压力值、且试验温度值与辐照脆化转化基准温度值的差值为30℃的情况下，按照上述反应堆压力容器中堆芯筒体的缺陷检测步骤，可计算得到反应堆的压力容器中堆芯筒体在寿期末临界失稳扩展的极限缺陷深度值大于48mm，可以理解为极限缺陷深度值约为48mm，当堆芯筒体存在缺陷深度值超过48mm的缺陷时，若对压力容器进行一回路水压试验，将导致压力容器失稳破裂。
上述反应堆压力容器中堆芯筒体的缺陷检测方法是基于线弹性力学进行缺陷深度值反向计算，得到一回路水压试验的极限缺陷尺寸。具体地，参见如图2所示的一回路水压试验检出能力评估简略流程示意图，首先分析在标准规范下进行一回路水压试验的特性，例如，参见RSE-M规范B2140《定期水压试验技术条件》章节描述，一回路水压试验是在预设了反应堆压力容器筒体缺陷深度为20mm的前提下，评估水压试验允许的最低压力值、温度值。由此可知，可以在预设的压力值和实验温度值下，可进行反向计算得到极限缺陷深度值，进而，基于线弹性力学，按照上述反应堆压力容器中堆芯筒体的缺陷检测方法计算极限缺陷深度值，再对具体型号的反应堆进行极限缺陷深度值，可实现一回路水压试验检出能力的定量评估。参考国外定制缺陷容器的试验验证，可侧面验证基于线弹性力学反向计算极限缺陷深度值的可靠性，具体来说，国外相关技术机构实施了压力容器的破坏性试验，试验人员制造了一系列的中型尺寸的压力容器，在一定范围的温度，在给定缺陷尺寸和应力水平条件下，采用液压和气压对容器进行了脆性-韧性破坏试验，结果表明基于线弹性断裂力学计算预测的断裂压力接近试验值，由此可见，上述基于线弹性力学的反应堆压力容器中堆芯筒体的缺陷检测方法具有一定可靠性。
应该理解的是，虽然如上所述的各实施例所涉及的流程图中的各个步骤按照箭头的指示依次显示，但是这些步骤并不是必然按照箭头指示的顺序依次执行。除非本文中有明确的说明，这些步骤的执行并没有严格的顺序限制，这些步骤可以以其它的顺序执行。而且，如上所述的各实施例所涉及的流程图中的至少一部分步骤可以包括多个步骤或者多个阶段，这些步骤或者阶段并不必然是在同一时刻执行完成，而是可以在不同的时刻执行，这些步骤或者阶段的执行顺序也不必然是依次进行，而是可以与其它步骤或者其它步骤中的步骤或者阶段的至少一部分轮流或者交替地执行。
基于同样的发明构思，本申请实施例还提供了一种用于实现上述所涉及的反应堆压力容器中堆芯筒体的缺陷检测方法的反应堆压力容器中堆芯筒体的缺陷检测装置。该装置所提供的解决问题的实现方案与上述方法中所记载的实现方案相似，故下面所提供的一个或多个反应堆压力容器中堆芯筒体的缺陷检测装置实施例中的具体限定可以参见上文中对于反应堆压力容器中堆芯筒体的缺陷检测方法的限定，在此不再赘述。
在一个实施例中，如图3所示，提供了一种反应堆压力容器中堆芯筒体的缺陷检测装置300，包括：缺陷深度管理模块310、应力强度因子管理模块320和断裂韧性限值管理模块330，其中：
缺陷深度管理模块310，用于获取预设缺陷深度值，将预设缺陷深度值确定为反应堆的压力容器中堆芯筒体的缺陷的缺陷深度值。
应力强度因子管理模块320，用于基于缺陷深度值以及预配置的压力值，确定缺陷的第一应力强度因子；预配置的压力值，表征反应堆进行一回路水压试验时的压力；获取堆芯筒体的材料屈服强度，根据材料屈服强度和缺陷深度值，对第一应力强度因子进行塑性修正，得到第二应力强度因子。
断裂韧性限值管理模块330，用于确定堆芯筒体的参考断裂韧性限值，参考断裂韧性限值是根据堆芯筒体的脆性断裂韧性限值和延性断裂韧性限值确定的，脆性断裂韧性限值和延性断裂韧性限值，分别与堆芯筒体的材料类型和进行一回路水压试验时的试验温度值相关。
缺陷深度管理模块310，还用于当第二应力强度因子与参考断裂韧性限值不符合预设匹配关系，按照第二应力强度因子与参考断裂韧性限值，更新缺陷深度值，执行基于缺陷深度值以及预配置的压力值，确定缺陷的第一应力强度因子的步骤，直至第二应力强度因子与参考断裂韧性限值符合预设匹配关系，获得一回路水压试验能够检出的极限缺陷深度值。
在一个实施例中，应力强度因子管理模块320还用于获取缺陷在堆芯筒体中所处筒体壁的初始厚度值；根据初始厚度值和缺陷深度值，确定筒体壁的剩余厚度值；基于缺陷深度值和剩余厚度值，确定缺陷在单位压力作用下的第三应力强度因子；基于第三应力强度因子和预配置的压力值，确定缺陷的第一应力强度因子。
在一个实施例中，应力强度因子管理模块320还用于获取预设形状影响系数和应力拟合系数，应力拟合系数是根据缺陷的扩展路径上多个尖端点各自的尖端深度值以及各自的尖端应力值确定的；基于缺陷深度值、剩余厚度值、预设形状影响系数和应力拟合系数，确定缺陷在单位压力作用下的第三应力强度因子；第三应力强度因子与预设形状影响系数、应力拟合系数正相关。
在一个实施例中，应力强度因子管理模块320还用于根据材料屈服强度和第一应力强度因子，确定缺陷的尖端处塑性区的半径值；半径值和第一应力强度因子与材料屈服强度间的比值正相关；基于半径值分别与第一参考值、第二参考值的数值比较结果，确定修正系数；第一参考值和第二参考值，是根据缺陷深度值确定的，且第二参考值大于第一参考值；根据半径值、修正系数和缺陷深度值，对第一应力强度因子进行塑性修正，得到第二应力强度因子。
在一个实施例中，断裂韧性限值管理模块330还用于获取预设试验温度值，将预设试验温度值作为进行一回路水压试验时的试验温度值；根据堆芯筒体的材料类型和试验温度值，确定堆芯筒体的脆性断裂韧性限值和延性断裂韧性限值，并根据脆性断裂韧性限值和延性断裂韧性限值，确定堆芯筒体的参考断裂韧性限值；当第二应力强度因子与参考断裂韧性限值不符合预设匹配关系，按照第二应力强度因子与参考断裂韧性限值，在预设温度值范围内更新试验温度值，执行根据堆芯筒体的材料类型和试验温度值，确定堆芯筒体的脆性断裂韧性限值和延性断裂韧性限值的步骤；缺陷深度管理模块310还用于当在预设温度值范围内对试验温度值更新完毕，且不存在与第二应力强度因子符合预设匹配关系的参考断裂韧性限值，则触发按照第二应力强度因子与参考断裂韧性限值，更新缺陷深度值的步骤。
在一个实施例中，断裂韧性限值管理模块330还用于基于试验温度值和堆芯筒体的辐照脆化转化基准温度值，确定堆芯筒体的脆性断裂韧性限值；辐照脆化转化基准温度值，是根据反应堆的中子注量、堆芯筒体的材料类型中第一类型的材料的质量占比和材料类型中第二类型的材料的质量占比确定的；根据试验温度值和材料类型中第三类型的材料的质量占比，确定堆芯筒体的延性断裂韧性限值。
上述反应堆压力容器中堆芯筒体的缺陷检测装置中的各个模块可全部或部分通过软件、硬件及其组合来实现。上述各模块可以硬件形式内嵌于或独立于计算机设备中的处理器中，也可以以软件形式存储于计算机设备中的存储器中，以便于处理器调用执行以上各个模块对应的操作。
在一个实施例中，提供了一种计算机设备，该计算机设备可以是终端，其内部结构图可以如图4所示。该计算机设备包括处理器、存储器、输入/输出接口、通信接口、显示单元和输入装置。其中，处理器、存储器和输入/输出接口通过系统总线连接，通信接口、显示单元和输入装置通过输入/输出接口连接到系统总线。其中，该计算机设备的处理器用于提供计算和控制能力。该计算机设备的存储器包括非易失性存储介质和内存储器。该非易失性存储介质存储有操作系统和计算机程序。该内存储器为非易失性存储介质中的操作系统和计算机程序的运行提供环境。该计算机设备的输入/输出接口用于处理器与外部设备之间交换信息。该计算机设备的通信接口用于与外部的终端进行有线或无线方式的通信，无线方式可通过WIFI、移动蜂窝网络、NFC(近场通信)或其他技术实现。该计算机程序被处理器执行时以实现一种反应堆压力容器中堆芯筒体的缺陷检测方法。该计算机设备的显示单元用于形成视觉可见的画面，可以是显示屏、投影装置或虚拟现实成像装置。显示屏可以是液晶显示屏或者电子墨水显示屏，该计算机设备的输入装置可以是显示屏上覆盖的触摸层，也可以是计算机设备外壳上设置的按键、轨迹球或触控板，还可以是外接的键盘、触控板或鼠标等。
本领域技术人员可以理解，图4中示出的结构，仅仅是与本申请方案相关的部分结构的框图，并不构成对本申请方案所应用于其上的计算机设备的限定，具体的计算机设备可以包括比图中所示更多或更少的部件，或者组合某些部件，或者具有不同的部件布置。
在一个实施例中，还提供了一种计算机设备，包括存储器和处理器，存储器中存储有计算机程序，该处理器执行计算机程序时实现上述各方法实施例中的步骤。
在一个实施例中，提供了一种计算机可读存储介质，其上存储有计算机程序，该计算机程序被处理器执行时实现上述各方法实施例中的步骤。
在一个实施例中，提供了一种计算机程序产品，包括计算机程序，该计算机程序被处理器执行时实现上述各方法实施例中的步骤。
本领域普通技术人员可以理解实现上述实施例方法中的全部或部分流程，是可以通过计算机程序来指令相关的硬件来完成，所述的计算机程序可存储于一非易失性计算机可读取存储介质中，该计算机程序在执行时，可包括如上述各方法的实施例的流程。其中，本申请所提供的各实施例中所使用的对存储器、数据库或其它介质的任何引用，均可包括非易失性和易失性存储器中的至少一种。非易失性存储器可包括只读存储器(Read-OnlyMemory，ROM)、磁带、软盘、闪存、光存储器、高密度嵌入式非易失性存储器、阻变存储器(ReRAM)、磁变存储器(Magnetoresistive Random Access Memory，MRAM)、铁电存储器(Ferroelectric Random Access Memory，FRAM)、相变存储器(Phase Change Memory，PCM)、石墨烯存储器等。易失性存储器可包括随机存取存储器(Random Access Memory，RAM)或外部高速缓冲存储器等。作为说明而非局限，RAM可以是多种形式，比如静态随机存取存储器(Static Random Access Memory，SRAM)或动态随机存取存储器(Dynamic RandomAccess Memory，DRAM)等。本申请所提供的各实施例中所涉及的数据库可包括关系型数据库和非关系型数据库中至少一种。非关系型数据库可包括基于区块链的分布式数据库等，不限于此。本申请所提供的各实施例中所涉及的处理器可为通用处理器、中央处理器、图形处理器、数字信号处理器、可编程逻辑器、基于量子计算的数据处理逻辑器等，不限于此。
以上实施例的各技术特征可以进行任意的组合，为使描述简洁，未对上述实施例中的各个技术特征所有可能的组合都进行描述，然而，只要这些技术特征的组合不存在矛盾，都应当认为是本说明书记载的范围。
以上所述实施例仅表达了本申请的几种实施方式，其描述较为具体和详细，但并不能因此而理解为对本申请专利范围的限制。应当指出的是，对于本领域的普通技术人员来说，在不脱离本申请构思的前提下，还可以做出若干变形和改进，这些都属于本申请的保护范围。因此，本申请的保护范围应以所附权利要求为准。
Claims (10)
1.一种反应堆压力容器中堆芯筒体的缺陷检测方法，其特征在于，所述方法包括：
获取预设缺陷深度值，将所述预设缺陷深度值确定为反应堆的压力容器中堆芯筒体的缺陷的缺陷深度值；
基于所述缺陷深度值以及预配置的压力值，确定所述缺陷的第一应力强度因子；所述预配置的压力值，表征所述反应堆进行一回路水压试验时的压力；
获取所述堆芯筒体的材料屈服强度，根据所述材料屈服强度和所述缺陷深度值，对所述第一应力强度因子进行塑性修正，得到第二应力强度因子；
确定所述堆芯筒体的参考断裂韧性限值，所述参考断裂韧性限值是根据所述堆芯筒体的脆性断裂韧性限值和延性断裂韧性限值确定的，所述脆性断裂韧性限值和所述延性断裂韧性限值，分别与所述堆芯筒体的材料类型和进行所述一回路水压试验时的试验温度值相关；
当所述第二应力强度因子与所述参考断裂韧性限值不符合预设匹配关系，按照所述第二应力强度因子与所述参考断裂韧性限值，更新所述缺陷深度值，执行所述基于所述缺陷深度值以及预配置的压力值，确定所述缺陷的第一应力强度因子的步骤，直至所述第二应力强度因子与所述参考断裂韧性限值符合预设匹配关系，获得所述一回路水压试验能够检出的极限缺陷深度值。
2.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，所述基于所述缺陷深度值以及预配置的压力值，确定所述缺陷的第一应力强度因子，包括：
获取所述缺陷在所述堆芯筒体中所处筒体壁的初始厚度值；
根据所述初始厚度值和所述缺陷深度值，确定所述筒体壁的剩余厚度值；
基于所述缺陷深度值和所述剩余厚度值，确定所述缺陷在单位压力作用下的第三应力强度因子；
基于所述第三应力强度因子和所述预配置的压力值，确定所述缺陷的第一应力强度因子。
3.根据权利要求2所述的方法，其特征在于，所述基于所述缺陷深度值和所述剩余厚度值，确定所述缺陷在单位压力作用下的第三应力强度因子，包括：
获取预设形状影响系数和应力拟合系数，所述应力拟合系数是根据所述缺陷在扩展路径上多个尖端点各自的尖端深度值以及各自的尖端应力值确定的；
基于所述缺陷深度值、所述剩余厚度值、所述预设形状影响系数和所述应力拟合系数，确定所述缺陷在单位压力作用下的第三应力强度因子；所述第三应力强度因子与所述预设形状影响系数、所述应力拟合系数正相关。
4.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，所述根据所述材料屈服强度和所述缺陷深度值，对所述第一应力强度因子进行塑性修正，得到第二应力强度因子，包括：
根据所述材料屈服强度和所述第一应力强度因子，确定所述缺陷的尖端处塑性区的半径值；所述半径值和所述第一应力强度因子与所述材料屈服强度间的比值正相关；
基于所述半径值分别与第一参考值、第二参考值的数值比较结果，确定修正系数；所述第一参考值和所述第二参考值，是根据所述缺陷深度值确定的，且所述第二参考值大于所述第一参考值；
根据所述半径值、所述修正系数和所述缺陷深度值，对所述第一应力强度因子进行塑性修正，得到第二应力强度因子。
5.根据权利要求1至4任一项所述的方法，其特征在于，所述确定所述堆芯筒体的参考断裂韧性限值包括：
获取预设试验温度值，将所述预设试验温度值作为进行所述一回路水压试验时的试验温度值；
根据所述堆芯筒体的材料类型和所述试验温度值，确定所述堆芯筒体的脆性断裂韧性限值和延性断裂韧性限值，并根据所述脆性断裂韧性限值和所述延性断裂韧性限值，确定所述堆芯筒体的参考断裂韧性限值；
所述方法还包括：
当所述第二应力强度因子与所述参考断裂韧性限值不符合所述预设匹配关系，按照所述第二应力强度因子与所述参考断裂韧性限值，在预设温度值范围内更新所述试验温度值，执行所述根据所述堆芯筒体的材料类型和所述试验温度值，确定所述堆芯筒体的脆性断裂韧性限值和延性断裂韧性限值的步骤；
当在预设温度值范围内对所述试验温度值更新完毕，且不存在与所述第二应力强度因子符合所述预设匹配关系的参考断裂韧性限值，则触发所述按照所述第二应力强度因子与所述参考断裂韧性限值，更新所述缺陷深度值的步骤。
6.根据权利要求5所述的方法，其特征在于，所述根据所述堆芯筒体的材料类型和所述试验温度值，确定所述堆芯筒体的脆性断裂韧性限值和延性断裂韧性限值，包括：
基于所述试验温度值和所述堆芯筒体的辐照脆化转化基准温度值，确定所述堆芯筒体的脆性断裂韧性限值；所述辐照脆化转化基准温度值，是根据所述反应堆的中子注量、所述堆芯筒体的材料类型中第一类型的材料的质量占比和所述材料类型中第二类型的材料的质量占比确定的；
根据所述试验温度值和所述材料类型中第三类型的材料的质量占比，确定所述堆芯筒体的延性断裂韧性限值。
7.一种反应堆压力容器中堆芯筒体的缺陷检测装置，其特征在于，所述装置包括：
缺陷深度管理模块，用于获取预设缺陷深度值，将所述预设缺陷深度值确定为反应堆的压力容器中堆芯筒体的缺陷的缺陷深度值；
应力强度因子管理模块，用于基于所述缺陷深度值以及预配置的压力值，确定所述缺陷的第一应力强度因子；所述预配置的压力值，表征所述反应堆进行一回路水压试验时的压力；获取所述堆芯筒体的材料屈服强度，根据所述材料屈服强度和所述缺陷深度值，对所述第一应力强度因子进行塑性修正，得到第二应力强度因子；
断裂韧性限值管理模块，用于确定所述堆芯筒体的参考断裂韧性限值，所述参考断裂韧性限值是根据所述堆芯筒体的脆性断裂韧性限值和延性断裂韧性限值确定的，所述脆性断裂韧性限值和所述延性断裂韧性限值，分别与所述堆芯筒体的材料类型和进行所述一回路水压试验时的试验温度值相关；
缺陷深度管理模块，还用于当所述第二应力强度因子与所述参考断裂韧性限值不符合预设匹配关系，按照所述第二应力强度因子与所述参考断裂韧性限值，更新所述缺陷深度值，执行所述基于所述缺陷深度值以及预配置的压力值，确定所述缺陷的第一应力强度因子的步骤，直至所述第二应力强度因子与所述参考断裂韧性限值符合预设匹配关系，获得所述一回路水压试验能够检出的极限缺陷深度值。
8.一种计算机设备，包括存储器和处理器，所述存储器存储有计算机程序，其特征在于，所述处理器执行所述计算机程序时实现权利要求1至6中任一项所述的方法的步骤。
9.一种计算机可读存储介质，其上存储有计算机程序，其特征在于，所述计算机程序被处理器执行时实现权利要求1至6中任一项所述的方法的步骤。
10.一种计算机程序产品，包括计算机程序，其特征在于，该计算机程序被处理器执行时实现权利要求1至6中任一项所述的方法的步骤。
Priority Applications (1)
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|---|---|---|---|
| CN202311466342.8A CN117637211A (zh) | 2023-11-03 | 2023-11-03 | 反应堆压力容器中堆芯筒体的缺陷检测方法、装置和设备 |
Applications Claiming Priority (1)
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| CN117637211A true CN117637211A (zh) | 2024-03-01 |
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Family Applications (1)
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|---|---|---|---|
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Country Status (1)
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-
2023
- 2023-11-03 CN CN202311466342.8A patent/CN117637211A/zh active Pending
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