[发明专利]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

说明书

本发明涉及基于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，包括1、确定反应堆压力容器压力温度限值曲线计算输入参数；2、确定反应堆压力容器上的缺陷尺寸；3、计算降温过程每一时刻沿压力容器壁厚方向各位置的温度和热应力；4、分析确定反应堆降温过程最危险缺陷位置及缺陷位置材料韧脆转变温度；5、计算降温过程每一时刻的许用压力；6、计算升温过程每一时刻沿压力容器壁厚方向各位置的温度和热应力；7、分析确定反应堆升温过程最危险缺陷位置以及缺陷位置材料韧脆转变温度；8、计算升温过程每一时刻的许用压力。本发明有效地满足2000版及以前版本RCCM规范附录ZG抗快速断裂分析中的A级准则，填补了现有技术的空白。

技术领域

本发明属于反应堆压力容器结构完整性分析技术领域，特别涉及一种基于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。

背景技术

反应堆压力容器是核安全一级部件，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。为了防止发生脆性断裂，核电站在启停堆过程中必须控制压力容器内的温度和压力控制在限值曲线(P-T曲线)所规定的范围内。

目前，我国有相当数量的核电机组是依据2000版及以前版本的RCCM规范设计建造的。但遗憾的是RCCM规范并没有给出详细的压力温度限值曲线计算方法和流程，仅在附录ZG“抗快速断裂分析”中提及使用者可以根据A级断裂准则建立压力温度限值曲线。由于规范使用者知识水平的差异和对规范理解的差异，不同的规范使用者可能会计算得到不同的压力温度限值曲线，为核电机组运行带来安全隐患。

发明内容

本发明目的是为了克服现有技术的不足而提供一种基于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。

为达到上述目的，本发明所采用的技术方案为：

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，包括以下步骤：

步骤(一)确定反应堆压力容器压力温度限值曲线计算输入参数；

步骤(二)确定反应堆压力容器上的缺陷尺寸；

步骤(三)计算降温过程每一时刻沿压力容器壁厚方向各位置的温度和热应力；

步骤(四)分析确定反应堆降温过程最危险缺陷位置以及缺陷位置材料韧脆转变温度；

步骤(五)计算降温过程每一时刻的许用压力；

步骤(六)计算升温过程每一时刻沿压力容器壁厚方向各位置的温度和热应力；

步骤(七)分析确定反应堆升温过程最危险缺陷位置以及缺陷位置材料韧脆转变温度；

步骤(八)计算升温过程每一时刻的许用压力。

根据本发明的进一步实施方面，步骤(一)中所述计算输入参数主要包括反应堆压力容器半径、壁厚、材料物理性能参数、断裂韧性等参数。

根据本发明的进一步实施方面，步骤(二)具体包括对于反应堆压力容器上存在的轴向半椭圆形表面裂纹缺陷，依据所述RCCM规范中的假想缺陷尺寸对照表及所述反应堆压力容器的壁厚确定所述裂纹缺陷的尺寸。所述尺寸包括缺陷深度和缺陷长度。

根据本发明的进一步实施方面，步骤(三)中，使用有限元软件或者其他方法计算降温过程中每一时刻反应堆压力容器沿着壁厚方向各位置的金属温度和热应力。

根据本发明的进一步实施方面，步骤(四)具体包括：

4.1)当反应堆处于降温过程时，压力容器内壁承受拉应力，外壁承受压应力，而由于中子辐照，反应堆压力容器材料的断裂韧性沿着壁厚方向由内壁向外壁逐渐降低，所以，对于降温过程，缺陷位于容器内表面位置是最危险的情况；