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.pdf

(19)中华人民共和国国家知识产权局*CN102157211A*(12)发明专利申请(10)申请公布号CN102157211A(43)申请公布日2011.08.17(21)申请号201010581695.9(22)申请日2010.12.09(71)申请人华东理工大学地址200237上海市徐汇区梅陇路130号(72)发明人王国珍刘志伟轩福贞涂善东(74)专利代理机构上海智信专利代理有限公司31002代理人邓琪(51)Int.Cl.G21C17/003(2006.01)G21C17/01(2006.01)G21C17/017(2006.01)权利要求书2页说明书7页附图3页(54)发明名称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(57)摘要本发明涉及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，包括对检测到的未穿透周向内表面缺陷尺寸表征；建立失效评定图包括基于三维有限元计算得到不同尺寸未穿透周向内表面缺陷的失效评定曲线族；根据缺陷尺寸选择失效评定曲线；基于三维有限元计算得到不同尺寸未穿透周向内表面缺陷的最深点处应力强度因子随外加总弯矩变化曲线族；根据总弯矩和缺陷尺寸确定应力强度因子；计算断裂比参数Kr；基于三维有限元计算得到不同尺寸未穿透周向内表面缺陷的极限载荷弯矩曲线族；根据缺陷尺寸确定极限载荷弯矩；计算载荷比参数Lr；将计算得到的坐标(Lr，Kr)标在失效评定图上，判断是否落在所选失效评定曲线、垂直截止线和坐标轴围成区域内。CN10257ACCNN110215721102157215A权利要求书1/2页1.一种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：(1)对检测到的未穿透的周向内表面缺陷进行尺寸表征，其中用所述缺陷从周向内表面径向向外延伸的最远距离表示缺陷深度a；缺陷相对深度表示为a/t，t为安全端管壁厚；用所述缺陷沿周向内表面周向延伸的最大距离表示缺陷长度2c；缺陷形状参数表示为a/c；(2)建立失效评定图，其包括基于三维有限元计算得到安全端焊缝区的不同尺寸的未穿透的周向内表面缺陷的失效评定曲线族，所述失效评定曲线族的横坐标为载荷比参数Lr，纵坐标为断裂比参数Kr；根据所述检测到的周向内表面缺陷的缺陷相对深度a/t和缺陷形状参数a/c选择相应的失效评定曲线；(3)基于三维有限元计算得到安全端焊缝区的不同尺寸的未穿透的周向内表面缺陷的最深点处的应力强度因子K1随外加总弯矩M变化的曲线族，所述外加总弯矩M＝M1+M2，其1/2中M1为一次载荷弯矩，M2为二次载荷弯矩，K1的量纲为MPa/m，M的量纲为KN.m；根据所述外加总弯矩M和所述检测到的周向内表面缺陷的缺陷相对深度a/t和缺陷形状参数a/c确定应力强度因子K1；计算断裂比参数Kr＝K1/Kc，其中Kc为评定工况下的材料断裂韧性，Kc的量纲为MPa/m1/2；(4)基于三维有限元计算得到安全端焊缝区的不同尺寸的未穿透的周向内表面缺陷的极限载荷弯矩ML的曲线族；根据所述检测到的周向内表面缺陷的缺陷相对深度a/t和缺陷形状参数a/c确定极限载荷弯矩ML；计算载荷比参数Lr＝M1/ML，其中M1和ML的量纲均为KN.m；(5)将计算得到的坐标(Lr，Kr)标在所述失效评定图上，当坐标点落在所选择的失效评定曲线、垂直截止线和坐标轴围成的区域内时，判定所述缺陷是安全的。2.如权利要求1所述的方法，其特征在于，所述垂直截止线由安全端焊缝区的材料流变应力与屈服应力的比值确定。3.如权利要求1所述的方法，其特征在于，所述一次载荷弯矩M1和二次载荷弯矩M2从AP1000核反应堆设备的设计报告中的参数计算获得。4.如权利要求1所述的方法，其特征在于，所述断裂韧性Kc通过实验或材料数据库获得。5.如权利要求1所述的方法，其特征在于，所述断裂韧性Kc通过以下公式确定：式中：E为弹性模量，量纲为MPa，2J1c为测得的工作温度下的焊缝区材料的断裂韧性，量纲为KJ/m，v为泊松比。6.如权利要求1所述的方法，其特征在于，所述不同尺寸的未穿透的周向内表面缺陷的极限载荷弯矩ML通过以下表格获得：2CCNN110215721102157215A权利要求书2/2页7.如权利要求1所述的方法，其特征在于，还包括通过所述坐标点离所选择的失效评定曲线的距离判断缺陷安全裕度的大小。3CCNN110215721102157215A说明书1/7页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技术领域[0001]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