[发明专利]一种基于RCC‑M规范的极端事故工况下RPV简化弹塑性断裂分析方法

说明书

技术领域

本发明属于结构完整性评定技术领域，具体涉及反应堆压力容器(RPV)极端事故工况下含裂纹类缺陷的简化弹塑性断裂力学分析方法，为核电关键设备的安全评定提供准确的技术依据。

背景技术

反应堆压力容器(RPV)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；同时RPV在制造、安装、服役过程中又会不可避免的出现缺陷，这些因素都将对核电厂的安全运行产生严重的影响。因此，需要对含缺陷RPV的可靠性做出精确的评定。

目前，结构完整性评定中主要进行的是线弹性断裂力学分析，但法国RCC-M(压水堆核岛机械设备设计和建造规则)规范要求对RPV进行简化的弹塑性的断裂力学评估。但在极端事故工况下，RPV所承受的载荷可能已经超出了RCC-M规范(2002版本，国内核电厂使用最多的版本)的简化弹塑性方法的适用范围。虽然后期的版本RCC-M规范，扩大了应力强度因子塑性修正公式的适用范围，但其形式过于简单也缺少明确的理论基础。近来，国际上普遍趋势是采用失效评定图(FAD)技术进行承压设备的安全性能评价，FAD由失效评定曲线(FAC)、坐标轴和FAC截至值构成。经过多年的发展，该方法已经发展为基于以J积分理论为基础的FAD方法，如R6规范第四版。新版R6规范直接基于J积分理论进行断裂安全裕量评估，相比RCC-M规范对线弹性断裂参量(应力强度因子)的塑性修正方法有着更为广泛的适用范围和可靠的理论基础。但是，RPV结构完整性评估中需要参考核电领域的通用技术规范，如何将FAD评定方法与核电领域通用技术规范(RCC-M规范)的相关要求结合应用是一个技术难点。

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RPV极端事故工况下含裂纹类缺陷的简化弹塑性断裂力学分析方法。

为达到上述目的，本发明所采用的技术方案为：一种基于RCC-M规范的极端事故工况下反应堆压力容器(RPV)简化弹塑性断裂分析方法，它包括以下步骤：

(a)极端事故工况的载荷分析，并以载荷是否对结构的塑性失稳具有影响将各种载荷区分成一次应力载荷和二次应力载荷；

(b)依据RCC-M规范，确定裂纹的类型及其形状参数；

(c)获取RPV材料性能参数，并计算线弹性应力强度因子K_I，所述线弹性应力强度因子K_I为瞬态中一次应力载荷和二次应力载荷引起的应力强度因子之和；

(d)判断RCC-M规范是否适用于该线弹性应力强度因子K_I的塑性修正：当RCC-M规范适用于该线弹性应力强度因子K_I的塑性修正，则结合RCC-M规范完成RPV结构的安全性能的评估；当弹性应力强度因子K_I的塑性修正已超出RCC-M规范的适用范围，则进行以下步骤的分析：(d1)基于评估时刻裂纹前沿的温度，建立失效评定图FAD；(d2)选取一缺陷尺寸，并根据评定结构、载荷和材料性能参数计算瞬态中一次应力载荷引起的应力强度因子K_IM和二次应力载荷引起的应力强度因子K_IT；(d3)根据计算的裂纹前沿线弹性应力强度因子K_I和RPV含缺陷结构的极限载荷P₀，计算断裂比参量K_r'＝K_IM/K_IC+K_IT/K_IC+ρ和载荷比参数L_r'＝P/P_o，式中P为瞬态中的一次应力载荷；K_IC为RPV材料的断裂韧性；(d4)将计算得到的评定点坐标(L_r'，K_r')绘在失效评定图FAD中；(d5)参考评定点坐标的位置，改变初始裂纹的尺寸，使得评估点逐步接近直至落在失效评定曲线FAC上；(d6)根据落在FAC上评估点的信息，获得极端事故工况下RPV的临界裂纹尺寸，结合RCC-M规范中分析方法判断RPV结构的安全性能。

优化地，步骤(a)中，所述载荷包括内压载荷、热应力载荷，所述热应力载荷为二次应力载荷，所述内压载荷为一次应力载荷。

优化地，步骤(b)中，所述裂纹的类型及其形状参数包括裂纹位置、裂纹方向、裂纹形式、裂纹深长比。

优化地，步骤(c)中，所述材料性能参数包含材料密度、导热系数、热膨胀系数、比热容、弹性模量、泊松比和材料断裂性能参数K_IC。