[发明专利]AP1000核反应压力容器接管安全端焊缝区缺陷的LBB评价方法

说明书

技术领域

本发明涉及一种结构完整性评定方法，尤其涉及一种AP1000核反应压力容器接管安全端焊缝区缺陷的LBB(leak before break，先漏后爆)评价方法。

背景技术

核电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价和预测。关于核电压力管道的可靠性设计和评价，目前国内外的研究发展趋势是按LBB的准则进行设计和评价。

早期压水堆核电厂的设计基准事故定为主管道的双端断裂(DEGB)，即为现用第二代或二代半核电技术中的主要设计方法。但由于核电奥氏体主管道材料的韧性很高且工作在较高温度下，其失效方式往往是先出现泄漏而后再破裂，即LBB，而不是DEGB。因而LBB准则成为防止核电厂压力管道发生灾难性破裂事故的重要评价准则。当满足LBB的要求时，管道是以LBB的方式，而不是DEGB方式失效，则可以免除管道DEGB的动态效应，避免建造管道防甩约束件和喷射屏障，提高核电厂的安全性和经济性。发达国家已将LBB设计和评价方法应用于压水堆主冷却剂管道和部分辅助管道，而国内还没有任何涉及LBB设计和缺陷评价的标准规范。

LBB分析评价的基本思想是：在管道内表面有一个初始的未穿透裂纹，该裂纹以腐蚀疲劳或延性撕裂的方式稳定扩展，达到一个临界尺寸后穿透到外表面，而后裂纹在表面上连续扩展，直到裂纹有足够的张开面积(COA)而引起可检测到的泄漏或失稳扩展。LBB分析评价的目的是确证：穿过裂纹的流体泄漏在裂纹达到快速失稳扩展的极限长度前可以被检测到。因此，在LBB分析评价中，主要是用弹塑性断裂力学的方法计算裂纹刚穿透到外表面时的临界尺寸，裂纹张开面积(用于计算泄漏率)及穿透后裂纹失稳扩展的极限长度。这些临界裂纹尺寸参数取决于结构几何、材料性能(拉伸性能和J-R阻力曲线)、载荷的类型和大小及扩展中裂纹尺寸和形状的演化。

在国际上已有的涉及核电管道缺陷的LBB分析评价的规范中，一般仅给出均匀单一材料的简单直管结构、在简单一次载荷作用下的断裂力学参数、极限载荷及COA的估算方法，来用于延性撕裂分析和LBB评价；而对复杂的几何结构、复杂的焊接接头几何及接头区复杂材料对LBB评价的影响没有充分考虑。

随着第三代核电技术的发展，我国引进了更安全的美国西屋公司设计的AP1000第三代核电技术。与均匀单一材料制造的直管相比，AP1000第三代核电压力容器接管安全端具有复杂的几何结构和焊接接头，这种焊接接头由包括两种母材、两种焊缝及其热影响区和界面的复杂材料所构成，并工作在一回路的高温高压含氧水介质中，承受包括内压、弯矩、自重、热应力、极端地震载荷等复杂载荷。这些复杂性使其缺陷安全性评价的难度增大。目前，国内外还没有用于这种特定复杂结构和材料的LBB分析评价的技术方法，也没有这种特定结构和材料的LBB曲线和LBB评价图。

因此，迫切需要开发一种适用于AP1000第三代核反应压力容器接管安全端异种金属焊缝区缺陷的LBB评价方法。

发明内容

为了解决上述现有技术存在的问题，本发明旨在提供一种AP1000核反应压力容器接管安全端焊缝区缺陷的LBB评价方法，以用于评价和预测安全端焊缝区周向缺陷在一定的使用工况条件下是否会发生LBB失效，从而为核电设备的安全管理与控制提供技术依据。

本发明所述的一种AP1000核反应压力容器接管安全端焊缝区缺陷的LBB评价方法，它包括以下步骤：

步骤S1，表征检测到的安全端焊缝区周向内表面缺陷尺寸；

步骤S2，获取安全端镍基合金焊缝在315℃-340℃工作温度范围内的J-R阻力曲线族，根据在315℃-340℃工作温度范围内实际测得的安全端焊缝区的J-R阻力曲线，选择用于LBB分析的J-R阻力曲线；

步骤S3，构建描述安全端一次弯矩主载荷M与周向穿透裂纹失稳扩展极限长度2θc之间关系的LBB曲线族，根据所述步骤S2中选择的J-R阻力曲线，选择相对应的LBB曲线；

步骤S4，构建安全端焊缝区裂纹在不同的安全端一次弯矩主载荷M和所述步骤S2中J-R阻力曲线族内不同的J-R阻力曲线下的LBB评价图，所述每张LBB评价图包括与所述J-R阻力曲线相对应的韧带失稳线和与所述步骤S3中的LBB曲线相对应的、且垂直于横坐标的穿透裂纹失稳扩展极限尺寸线；根据实际获取的一次弯矩主载荷M’和所述步骤S2中选择的J-R阻力曲线，选择相应的LBB评价图；