[發(fā)明專利]AP1000核反應(yīng)堆壓力容器接管安全端焊縫區(qū)缺陷簡化評定方法

有效

• 申請?zhí)枺?/td>: 201010581230.3
• 申請日: 2010-12-09
• 公開（公告）號: CN102157210A
• 公開（公告）日: 2011-08-17
• 發(fā)明（設(shè)計）人: 王國珍;劉志偉;軒福貞;涂善東
• 申請（專利權(quán)）人: 華東理工大學
• 主分類號: G21C17/003
• 分類號: G21C17/003;G21C17/01;G21C17/017
• 代理公司: 上海智信專利代理有限公司 31002
• 代理人: 鄧琪

技術(shù)領(lǐng)域

本發(fā)明屬于結(jié)構(gòu)完整性評定技術(shù)領(lǐng)域，具體涉及用于AP1000第三代核反應(yīng)堆壓力容器接管安全端異種金屬焊縫區(qū)的周向內(nèi)表面缺陷的簡化評定方法。是一種用于評價和判別安全端焊縫區(qū)役前和在役的周向超標缺陷在規(guī)定的使用工況條件下的安全性的簡化評定方法，適用于核電設(shè)備的安全管理與控制。

背景技術(shù)

核電作為一種清潔高效的能源在我國正在大力發(fā)展。核安全是核電發(fā)展的生命線。核電行業(yè)由于其特殊的反應(yīng)條件和工藝流程，一旦發(fā)生事故將造成災(zāi)難性的后果。保障核電設(shè)備的安全可靠性一直是世界各國所關(guān)注的重要問題。

目前國內(nèi)外運行及在建的核電站主要為壓水堆型，其一回路中的壓力容器通過接管安全端異種金屬焊接接頭與一回路主管道相連。這種承壓異種金屬焊接管接頭是一種特殊的焊接結(jié)構(gòu)，屬于核安全重點關(guān)注部位。由于設(shè)計及使用的要求，這種焊接接頭一般是在低合金高強鋼焊接坡口面上先預(yù)堆焊一層鎳基合金后，再用鎳基合金焊材將之與奧氏體不銹鋼焊接在一起而得到焊接接頭。整個接頭由四種材料構(gòu)成，即鐵素體鋼，鎳基合金堆焊層，鎳基合金焊縫和奧氏體不銹鋼。其設(shè)計工作壓力為17MPa左右，溫度為340℃左右。這種接頭制造難度大，其涉及的異種金屬的焊接容易產(chǎn)生焊接缺陷，且復(fù)雜的焊接熱循環(huán)可引起低韌性材料組織和較高的焊接殘余應(yīng)力，在其使用過程中容易產(chǎn)生腐蝕、疲勞裂紋等缺陷。因此，異種金屬焊接接頭區(qū)成為一回路可能發(fā)生失效的薄弱環(huán)節(jié)，這種關(guān)鍵接頭的失效將導致一回路放射性水介質(zhì)的泄漏，可引起核反應(yīng)堆壓力容器失水及堆芯過熱熔化的重大事故，對核電站安全運行和環(huán)境造成極大影響。因此，如何用簡便的方法準確評價和判別安全端異種金屬焊縫區(qū)在制造和在役使用中產(chǎn)生的缺陷的安全性，對保障核電設(shè)備的安全運行具有重要意義。

目前針對核電設(shè)備缺陷評定的問題，已發(fā)展了多種評定方法。如美國的ASME?B&PV?Code第XI卷[ASME?Boiler?and?Pressure?Vessel?Code，SectionXI，Rules?for?Construction?of?nuclear?power?plant?components，2007]，英國的R6[R6?Assessment?of?the?integrity?of?structures?containing?defects，ProcedureR6-Revision?4.Gloucester：Nuclear?Electric?Ltd，20011，法國的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。在國際上已有的涉及核電設(shè)備缺陷評定的簡化方法中，一般將具有復(fù)雜幾何結(jié)構(gòu)的核反應(yīng)堆壓力容器接管安全端簡化為直管處理，用近似的力學解析的方法所建立的一定工況載荷下允許的缺陷尺寸準則，評價缺陷的安全性，這些方法未準確納入安全端復(fù)雜結(jié)構(gòu)幾何的影響。對焊接接頭一般也簡化為母材和焊縫兩種材料，根據(jù)裂紋位于母材和焊縫不同的位置，僅取相應(yīng)材料的力學性能參數(shù)來分析，對由四種材料(兩種焊縫和兩種母材)構(gòu)成的接管安全端異種金屬接頭無法準確處理。且現(xiàn)有的方法主要是針對在役的第二代核電設(shè)備缺陷的安全評定所建立的，不一定適用于目前在建的先進的第三代AP1000核電設(shè)備的結(jié)構(gòu)和材料。經(jīng)文獻和專利檢索，目前國內(nèi)外還沒有針對核電異種金屬焊接接頭缺陷評定的專用方法，更沒有針對先進的第三代AP1000核電設(shè)備或部件的專用缺陷評價方法。

發(fā)明內(nèi)容

本發(fā)明所要解決的技術(shù)問題在于提供一種適用于AP1000第三代核反應(yīng)堆壓力容器接管安全端異種金屬焊縫區(qū)的周向內(nèi)表面缺陷的簡化評定方法。

本發(fā)明的一種AP1000核反應(yīng)堆壓力容器接管安全端焊縫區(qū)的周向內(nèi)表面缺陷的簡化評定方法，包括：

(1)對檢測到的周向內(nèi)表面缺陷進行尺寸表征，將所述缺陷從周向內(nèi)表面徑向向外延伸的最遠距離表征為缺陷深度a，并將分別經(jīng)過所述缺陷沿周向延伸的兩端點、從所述周向內(nèi)表面徑向向外延伸至所述最遠距離時的兩點之間的弧長表征為缺陷長度l；

(2)通過以下公式計算評定工況下的周向內(nèi)表面缺陷位置處垂直于缺陷表面的無缺陷時的一次薄膜應(yīng)力σ_m，