[发明专利]AP1000核反应堆压力容器接管安全端焊缝区缺陷高级评定方法

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高级评定方法。是一种用于评价和判别安全端焊缝区周向超标缺陷在规定的使用工况条件下的安全性的高级评定方法，适用于缺陷的高精度准确评定，及简化评定未通过的缺陷的高级评定。为核电设备的安全管理与控制提供准确的技术依据。

背景技术

核反应堆压力容器接管安全端异种金属焊接接头区是一回路可能发生失效的薄弱环节，其内表面主要由腐蚀、疲劳裂纹的起裂和扩展所产生的缺陷对设备安全运行产生很大影响。因此，需要对含缺陷的接管安全端的可靠性做出准确的评定。

与均匀单一材料制造的直管相比，接管安全端具有复杂的几何结构和焊接坡口；由包括两种母材、两种焊缝及其热影响区和界面的复杂材料所构成。即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。并工作在一回路的高温高压含氧水介质中，承受包括内压、弯曲、自重、热应力、残余应力、温度和压力波动引起的交变应力、地震动载等复杂载荷。这些复杂性使其结构完整性评定的难度增大，目前国内外还没有用于这种特定复杂结构和材料的缺陷安全评价的技术方法。在已发展的针对核电设备缺陷评定的方法中，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，2001]，法国的RCC-MR A16[Kayser Y，Marie S，Poussard C，Delaval C.Leak Before Break procedure：Recentmodification of RCC-MR A16 appendix and proposed improvements.InternationalJournal of Pressure Vessels and Piping.2008，85：681-693]等，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[Huh Nam-Su，KimYun-Jae，Yu Young-Joon，Pyo Chang-Ryul.Effect of nozzle geometry onleak-before-break analysis of pressurized piping.Engineering Fracture Mechanics.2001，68：1709-1722]，其较高级别的准确评定方法一般是用通用的失效评定图(FAD)技术评价缺陷的安全性。在先进的R6规范中其最高级别的选择3评定方法是基于J积分断裂力学理论构建与结构和材料相关的失效评定曲线，通过评定点落在失效评定曲线与坐标轴围成的区域之内(安全)或之外(不安全)来评价缺陷的安全性。其不足之处在于用于构建失效评定曲线的J积分是用工程近似的参考应力法计算，评定时的结构极限载荷是用近似的力学解析的方法计算，这些方法仅适用于简单的几何结构和加载方式，不能准确用于接管安全端的复杂几何结构和复杂载荷。另一方面，在R6中，对焊接接头一般也简化为母材和焊缝两种材料，根据缺陷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。且现有的较高级的失效评定图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，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高级专用方法。

发明内容

本发明所要解决的技术问题包括提供一种适用于AP1000核反应堆压力容器接管安全端焊缝区的未穿透的周向内表面缺陷的高级评定方法。

本发明的AP1000核反应堆压力容器接管安全端焊缝区的未穿透的周向内表面缺陷的高级评定方法，包括：