[发明专利]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

说明书

技术领域

本发明属于结构完整性评定技术领域，具体涉及用于AP1000第三代核反应堆压力容器接管安全端异种金属焊缝区的周向内表面缺陷的简化评定方法。是一种用于评价和判别安全端焊缝区役前和在役的周向超标缺陷在规定的使用工况条件下的安全性的简化评定方法，适用于核电设备的安全管理与控制。

背景技术

核电作为一种清洁高效的能源在我国正在大力发展。核安全是核电发展的生命线。核电行业由于其特殊的反应条件和工艺流程，一旦发生事故将造成灾难性的后果。保障核电设备的安全可靠性一直是世界各国所关注的重要问题。

目前国内外运行及在建的核电站主要为压水堆型，其一回路中的压力容器通过接管安全端异种金属焊接接头与一回路主管道相连。这种承压异种金属焊接管接头是一种特殊的焊接结构，属于核安全重点关注部位。由于设计及使用的要求，这种焊接接头一般是在低合金高强钢焊接坡口面上先预堆焊一层镍基合金后，再用镍基合金焊材将之与奥氏体不锈钢焊接在一起而得到焊接接头。整个接头由四种材料构成，即铁素体钢，镍基合金堆焊层，镍基合金焊缝和奥氏体不锈钢。其设计工作压力为17MPa左右，温度为340℃左右。这种接头制造难度大，其涉及的异种金属的焊接容易产生焊接缺陷，且复杂的焊接热循环可引起低韧性材料组织和较高的焊接残余应力，在其使用过程中容易产生腐蚀、疲劳裂纹等缺陷。因此，异种金属焊接接头区成为一回路可能发生失效的薄弱环节，这种关键接头的失效将导致一回路放射性水介质的泄漏，可引起核反应堆压力容器失水及堆芯过热熔化的重大事故，对核电站安全运行和环境造成极大影响。因此，如何用简便的方法准确评价和判别安全端异种金属焊缝区在制造和在役使用中产生的缺陷的安全性，对保障核电设备的安全运行具有重要意义。

目前针对核电设备缺陷评定的问题，已发展了多种评定方法。如美国的ASME B&PV Code第XI卷[ASME Boiler and Pressure Vessel Code，SectionXI，Rules for Construction of nuclear power plant components，2007]，英国的R6[R6 Assessment of the integrity of structures containing defects，ProcedureR6-Revision 4.Gloucester：Nuclear Electric Ltd，20011，法国的RCC-MR A16[Kayser Y，Marie S，Poussard C，Delaval C.Leak Before Break procedure：Recent modification of RCC-MR A16 appendix and proposed improvements.International Journal of Pressure Vessels and Piping.2008，85：681-693]等。在国际上已有的涉及核电设备缺陷评定的简化方法中，一般将具有复杂几何结构的核反应堆压力容器接管安全端简化为直管处理，用近似的力学解析的方法所建立的一定工况载荷下允许的缺陷尺寸准则，评价缺陷的安全性，这些方法未准确纳入安全端复杂结构几何的影响。对焊接接头一般也简化为母材和焊缝两种材料，根据裂纹位于母材和焊缝不同的位置，仅取相应材料的力学性能参数来分析，对由四种材料(两种焊缝和两种母材)构成的接管安全端异种金属接头无法准确处理。且现有的方法主要是针对在役的第二代核电设备缺陷的安全评定所建立的，不一定适用于目前在建的先进的第三代AP1000核电设备的结构和材料。经文献和专利检索，目前国内外还没有针对核电异种金属焊接接头缺陷评定的专用方法，更没有针对先进的第三代AP1000核电设备或部件的专用缺陷评价方法。

发明内容

本发明所要解决的技术问题在于提供一种适用于AP1000第三代核反应堆压力容器接管安全端异种金属焊缝区的周向内表面缺陷的简化评定方法。

本发明的一种AP1000核反应堆压力容器接管安全端焊缝区的周向内表面缺陷的简化评定方法，包括：

(1)对检测到的周向内表面缺陷进行尺寸表征，将所述缺陷从周向内表面径向向外延伸的最远距离表征为缺陷深度a，并将分别经过所述缺陷沿周向延伸的两端点、从所述周向内表面径向向外延伸至所述最远距离时的两点之间的弧长表征为缺陷长度l；

(2)通过以下公式计算评定工况下的周向内表面缺陷位置处垂直于缺陷表面的无缺陷时的一次薄膜应力σ_m，