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申请/专利权人：苏州热工研究院有限公司;中国广核集团有限公司;中国广核电力股份有限公司

摘要：本发明涉及用于基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法，包括：一、预测计算反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的快中子注量和韧脆转变温度；二、将步骤一确定的韧脆转变温度与原设计应力分析报告的韧脆转变温度进行对比分析；若原设计应力分析报告中的韧脆转变温度值≤步骤一确定的韧脆转变温度值，则开展步骤三和四；三、参考核电机组原设计标准，开展反应堆压力容器压力温度限值曲线计算；四、参考核电机组原设计标准，开展反应堆压力容器在多种工况下断裂力学分析并进行评估。本发明避免了核电设计、建造标准混用的技术风险，填补了基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法的空白。

主权项：1.一种用于基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法，其特征在于，其包括以下步骤：（一）通过查找反应堆压力容器相关技术报告资料，预测计算反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的快中子注量和韧脆转变温度；（二）将步骤（一）确定的韧脆转变温度与所述反应堆压力容器原设计应力分析报告采用的韧脆转变温度进行对比分析；若所述原设计应力分析报告中的韧脆转变温度值大于所述步骤（一）确定的韧脆转变温度值，则所述原设计应力分析报告在申请的许可证延续期内仍然有效；若不然，则需要开展详细的断裂力学分析，所述断裂力学分析包括以下步骤（三）和步骤（四）；（三）参考所述核电机组原设计标准，开展所述反应堆压力容器压力温度限值曲线计算，并将计算结果与所述核电机组现行的压力温度限值曲线进行比较，若计算得到的压力温度限值曲线可以包络现行的压力温度限值曲线，则许可证延续期内核电厂不需要更新现有的压力温度限值曲线；若不然，许可证延续期内核电厂需要新的计算结果更新压力温度限值曲线；（四）参考所述核电机组原设计标准，开展所述反应堆压力容器多种工况下断裂力学分析并进行评估，若评估结果满足原设计标准要求，则所述断裂力学分析可以覆盖到申请的许可证延续期末期；若不满足原设计标准要求，则该核电机组业主需要制定加强老化管理大纲，并证明在申请的许可证延续期内能够充分地管理老化对反应堆压力容器预定功能的影响。

全文数据：一种用于基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法技术领域本发明属于核电厂运行许可证延续OLE论证技术领域，特别涉及一种用于基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法。背景技术反应堆压力容器RPV时限老化分析是核电厂许可证延续时必须要开展的一项重要工作。所谓时限老化分析是指涉及老化效应的计算和分析。就反应堆压力容器而言，涉及的材料老化效应主要是辐照脆化，其分析结果直接影响核电厂的服役寿命。目前，我国核电厂运行许可证有效期限延续技术政策与美国核管会的相关规定类似。但在开展核电厂许可证延续论证时，美国相关技术标准并不适用于基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析，需要重新确认分析内容、分析流程和接受准则。此外，法国对核电机组采用的定期安全审查PSR制度，并不开展核电厂许可证延续论证进行工作。目前，我国在核电厂运行许可证延续论证方面还处于起步阶段，基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法仍处于空白，对核电厂业主及审评单位开展运行许可延续安全论证及审评工作带来很大的制约。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用于基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法。为达到上述目的，本发明所采用的技术方案为：一种用于基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法，其包括以下步骤：一通过查找反应堆压力容器相关技术报告资料，预测计算反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的快中子注量和韧脆转变温度；二将步骤一确定的韧脆转变温度与所述反应堆压力容器原设计应力分析报告采用的韧脆转变温度进行对比分析；若所述原设计应力分析报告中的韧脆转变温度值大于所述步骤一确定的韧脆转变温度值，则所述原设计应力分析报告在申请的许可证延续期内仍然有效；若不然，则需要开展详细的断裂力学分析，所述断裂力学分析包括以下步骤三和步骤四；三参考所述核电机组原设计标准，开展所述反应堆压力容器压力温度限值曲线计算，并将计算结果与所述核电机组现行的压力温度限值曲线进行比较，若计算得到的压力温度限值曲线可以包络现行的压力温度限值曲线，则许可证延续期内核电厂不需要更新现有的压力温度限值曲线；若不然，许可证延续期内核电厂需要新的计算结果更新压力温度限值曲线；四参考所述核电机组原设计标准，开展所述反应堆压力容器多种工况下断裂力学分析并进行评估，若评估结果满足原设计标准要求，则所述断裂力学分析可以覆盖到申请的许可证延续期末期；若不满足原设计标准要求，则该核电机组业主需要制定加强老化管理大纲，并证明在申请的许可证延续期内能够充分地管理老化对反应堆压力容器预定功能的影响。进一步地，步骤一中，所述相关报告资料包括所述反应堆压力容器设计、制造、运行等相关技术报告资料。更进一步地，所述相关技术报告资料包括所述反应堆压力容器制造完工报告、辐照监督报告、原设计应力分析报告以及核电厂其他有效的技术报告。在具体实施方面，步骤一具体包括：1.1查找所述反应堆压力容器相关技术报告资料确定所述反应堆压力容器材料的初始韧脆转变温度；1.2查找所述反应堆压力容器辐照监督报告或者其他有效技术报告确定所述反应堆压力容器材料在服役期内承受的快中子注量和韧脆转变温度增量；1.3采用时间线性外推的方法或者其他保守的方法预测计算反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的快中子注量；1.4采用原设计标准推荐的方法或者其他保守的方法，根据预测的快中子注量计算所述反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的韧脆转变温度增量，并将增量和初始值进行相加得到至许可证延续期末的韧脆转变温度。进一步地，步骤二具体包括：2.1查找所述反应堆压力容器原设计应力分析报告，获得原应力分析采用的快中子注量和韧脆转变温度；2.2将步骤一确定的所述反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的韧脆转变温度与所述反应堆压力容器原设计应力分析报告采用的韧脆转变温度进行对比；2.3若原应力分析报告中的韧脆转变温度值大于步骤一确定的所述反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的韧脆转变温度值，则原应力分析报告在申请的许可证延续期内仍然有效；2.4若原应力分析报告中的韧脆转变温度值小于等于步骤一确定的所述反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的韧脆转变温度值，则需要开展详细的断裂力学分析，包括所述步骤三和步骤四。进一步地，步骤三具体包括：3.1参考所述核电机组原设计标准，开展所述反应堆压力容器压力温度限值曲线计算，若所述核电机组业主无特殊要求，则分析部位和内容与原设计应力分析报告保持一致；3.2若计算得到的压力温度限值曲线可以包络现行的压力温度限值曲线，则许可证延续期内核电厂不需要更新现有的压力温度限值曲线；若不然，许可证延续期内核电厂需要新的计算结果更新压力温度限值曲线。步骤3.2中，计算得到的压力温度限值曲线可以包络现行的压力温度限值曲线指的是在压力温度限值曲线图中，任意某一温度下对应的压力，计算得到的压力限值大于现行的压力限值。更进一步地，步骤3.1中，所述计算中采用步骤一确定的所述反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的快中子注量值和韧脆转变温度值。进一步地，步骤四具体包括：4.1参考所述核电机组原设计标准，开展所述反应堆压力容器多种工况下断裂力学分析并进行评估，如核电业主无特殊要求，则分析部位和内容与原设计应力分析报告保持一致；4.2若评估结果满足原设计标准要求，则该断裂力学分析可以覆盖到申请的许可证延续期末期；若不满足原设计标准要求，则所述核电机组业主需要制定加强老化管理大纲，并证明在申请的许可证延续期内能够充分地管理老化对反应堆压力容器预定功能的影响。更进一步地，步骤4.1中，所述断裂力学分析中采用步骤一确定的所述反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的快中子注量值和韧脆转变温度值。进一步地，步骤四中，所述多种工况包括正常与扰动工况、紧急工况与事故工况、水压试验工况。由于上述技术方案运用，本发明与现有技术相比具有下列优点：本发明提供的适用于基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法，避免了核电设计、建造标准混用的技术风险。填补了基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法的空白，对核电厂业主及审评单位开展运行许可延续安全论证及审评工作带来理论支持。附图说明图1为本发明的用于基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法的流程图。具体实施方式下面结合具体实施方式对本发明作进一步的详细说明。对某基于法国RCCM标准设计建造的核电机组开展反应堆压力容器时限老化分析，分析方法包括以下步骤：一通过查找反应堆压力容器制造完工报告、辐照监督报告、原设计应力分析报告以及核电厂其他有效的技术报告，预测计算反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的快中子注量和韧脆转变温度；二将步骤一确定的反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的韧脆转变温度与反应堆压力容器原设计应力分析报告采用韧脆转变温度进行对比分析。若原应力分析报告中韧脆转变温度值大于步骤一确定的反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末韧脆转变温度值，则原应力分析报告在申请的许可证延续期内仍然有效。若不然，则需要开展详细的断裂力学分析，该分析包括步骤三和步骤三。三参考该核电机组原设计标准，开展反应堆压力容器压力温度限值曲线计算，并将计算结果与该核电机组现行的压力温度限值曲线进行比较。若计算得到的压力温度限值曲线可以包络现行的压力温度限值曲线，则许可证延续期内核电厂不需要更新现有的压力温度限值曲线。若不然，许可证延续期内核电厂需要新的计算结果更新压力温度限值曲线。四参考该核电机组原设计标准，开展反应堆压力容器正常与扰动工况、紧急与事故工况、水压试验工况下断裂力学分析并进行评估。若评估结果满足原设计标准要求，则该断裂力学分析可以覆盖到申请的许可证延续期末期。若不满足原设计标准要求，则该核电机组业主需要制定加强老化管理大纲，并证明在申请的许可证延续期内能够充分地管理老化对反应堆压力容器预定功能的影响。具体步骤实施如下：1、参见图1所示，步骤一具体包括以下步骤：1.1查找反应堆压力容器制造完工报告确定反应堆压力容器材料初始韧脆转变温度。假设确定该反应堆压力容器材料初始韧脆转变温度RTNDTi为-12℃。1.2查找反应堆压力容器辐照监督报告确定反应堆压力容器材料在服役期内承受的快中子注量和韧脆转变温度增量。假设辐照监督报告给出服役40年，实测的快中子注量f为5.0×1019ncm2，实测的韧脆转变温度增量△RTNDT为35℃。1.3采用时间线性外推的方法或者其他保守的方法预测计算反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的快中子注量。假设该基于法国RCCM标准设计建造的机组许可证延续期末为60年，采用时间线性外推的方法预测计算得到许可证延续期末反应堆压力容器材料承受的快中子注量f为：60年40年×5.0×1019ncm2＝7.5×1019ncm21.4采用原设计标准推荐的方法或者其他保守的方法，根据预测的快中子注量计算反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的韧脆转变温度增量，并将增量和初始值进行相加，得到至许可证延续期末的韧脆转变温度。基于法国RCCM标准设计建造的核电机组一般是参考法国RCCM规范设计建造。该规范推荐的韧脆转变温度增量预测计算公式为△RTNDT＝[22+556％Cu-0.08+2778％P-0.008]f12其中，％Cu：反应堆压力容器材料中铜元素的百分含量；％P：反应堆压力容器材料中磷元素的百分含量；f为快中子注量。假设该反应堆压力容器材料％Cu为0.08，％P为0.008。当快中子注量为5×1019ncm2时，预测计算得到的韧脆转变温度增量△RTNDT为49℃该预测计算值大于实测值说明预测计算公式是保守的；当快中子注量为7.5×1019ncm2时，预测计算得到的韧脆转变温度增量△RTNDT为60.2℃。将韧脆转变温度增量和初始值进行相加得到许可证延续期末的韧脆转变温度RTNDT：RTNDT＝RTNDTi+ΔRTNDT＝-12℃+60.2℃＝48.2℃2、如图1所示，步骤二具体包括：2.1查找反应堆压力容器原设计应力分析报告，获得原应力分析采用的快中子注量和韧脆转变温度。假设原应力分析报告采用快中子注量为6.0×1019ncm2，韧脆转变温度为41.8℃。2.2将步骤一确定的反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的韧脆转变温度与反应堆压力容器原设计应力分析报告采用的韧脆转变温度进行对比，若原应力分析报告中的韧脆转变温度值大于步骤一确定的反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的韧脆转变温度值，则原应力分析报告在申请的许可证延续期内仍然有效；若不然，则需要开展详细的断裂力学分析，即进行以下步骤三和步骤四。显然，在许可证延续期末预测计算得到的韧脆转变温度48.2℃大于原设计应力分析报告采用的韧脆转变温度41.8℃，因此原应力分析报告在申请的许可证延续期内不在有效，需要进一步开展详细断裂力学分析，即需开展以下步骤三和步骤四。3、如图1所示，步骤三具体包括：3.1参考该核电机组原设计标准，开展反应堆压力容器压力温度限值曲线计算。如核电业主无特殊要求，则分析部位和内容与原设计应力分析报告保持一致。3.2步骤3.1计算中采用步骤一确定的快中子注量值和韧脆转变温度值。计算中采用的快中子注量和韧脆转变温度分别为：7.5×1019ncm2和48.2℃。一般来说，基于法国RCCM标准设计建造的机组反应堆压力容器分析部位为堆芯筒体段，分析内容包括升温瞬态和降温瞬态。假设所述反应堆压力容器是参考RCCM规范设计建造的。升温瞬态和降温瞬态属于正常与扰动工况，需要满足RCCM规范附录ZG中的A级准则，即压力温度限值曲线需满足下列公式：2KIm+KIt＝KIR其中KIm和KIt分别为压力和热应力引起的裂纹尖端应力强度因子，KIR为反应堆压力容器材料参考断裂韧性。KIm是压力的函数，KIt和KIR分别是温度变化率和温度的函数。KIm、KIt和KIR的具体计算方法和函数参考RCCM规范。由上述等式关系式即可建立压力温度限值曲线。3.3若计算得到的压力温度限值曲线可以包络现行的压力温度限值曲线，则许可证延续期内核电厂不需要更新现有的压力温度限值曲线。若不然，许可证延续期内核电厂需要新的计算结果更新压力温度限值曲线。4、如图1所示，步骤四具体包括：4.1参考该核电机组原设计标准，开展反应堆压力容器正常与扰动工况、紧急与事故工况、水压试验工况下断裂力学评估。如核电业主无特殊要求，则分析部位和内容与原设计应力分析报告保持一致。4.2步骤4.1计算中采用步骤一确定的快中子注量值和韧脆转变温度值。计算中采用的快中子注量和韧脆转变温度分别为：7.5×1019ncm2和48.2℃。一般来说，基于法国RCCM标准设计建造的机组反应堆压力容器分析部位为堆芯筒体段，分析工况包括正常与扰动工况、紧急与事故工况和水压试验工况。各工况的载荷信息由原设计文件提供。基于法国RCCM标准设计建造的核电机组一般是参考法国RCCM规范设计建造。RCCM规范附录ZG给出了各种工况下断裂分析接受准则。正常与扰动工况需要满足A级准则，紧急工况需要满足C级准则，事故工况需要满足D级准则、水压试验工况需要满足C级准则。各种工况下假想缺陷的应力强度因子均需小于材料的断裂韧性，即KIorKcpKMat其中KI和Kcp分别线弹性和考虑弹塑性修正后的应力强度因子，KMat表示材料的断裂韧性。KI、Kcp和KMat的具体计算方法以及在不同工况下需要考虑的安全系数可参考RCCM规范确定。假设所示反应堆压力容器现需要分析水压试验工况，计算得到裂纹前沿应力强度因子KI为材料断裂韧性为裂纹前沿应力强度因子小于材料断裂韧性，因此满足规范要求。其他工况下的断裂力学分析也参照RCCM规范附录ZG进行计算分析。4.3若评估结果满足原设计标准要求，则该断裂分析可以覆盖到申请的许可证延续期末期。若不满足原设计标准要求，则该核电机组业主需要制定加强老化管理大纲，并证明在申请的许可证延续期内能够充分地管理老化对反应堆压力容器预定功能的影响。上述实施例只为说明本发明的技术构思及特点，其目的在于让熟悉此项技术的人士能够了解本发明的内容并据以实施，并不能以此限制本发明的保护范围。凡根据本发明精神实质所作的等效变化或修饰，都应涵盖在本发明的保护范围之内。

权利要求：1.一种用于基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法，其特征在于，其包括以下步骤：（一）通过查找反应堆压力容器相关技术报告资料，预测计算反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的快中子注量和韧脆转变温度；（二）将步骤（一）确定的韧脆转变温度与所述反应堆压力容器原设计应力分析报告采用的韧脆转变温度进行对比分析；若所述原设计应力分析报告中的韧脆转变温度值大于所述步骤（一）确定的韧脆转变温度值，则所述原设计应力分析报告在申请的许可证延续期内仍然有效；若不然，则需要开展详细的断裂力学分析，所述断裂力学分析包括以下步骤（三）和步骤（四）；（三）参考所述核电机组原设计标准，开展所述反应堆压力容器压力温度限值曲线计算，并将计算结果与所述核电机组现行的压力温度限值曲线进行比较，若计算得到的压力温度限值曲线可以包络现行的压力温度限值曲线，则许可证延续期内核电厂不需要更新现有的压力温度限值曲线；若不然，许可证延续期内核电厂需要新的计算结果更新压力温度限值曲线；（四）参考所述核电机组原设计标准，开展所述反应堆压力容器多种工况下断裂力学分析并进行评估，若评估结果满足原设计标准要求，则所述断裂力学分析可以覆盖到申请的许可证延续期末期；若不满足原设计标准要求，则该核电机组业主需要制定加强老化管理大纲，并证明在申请的许可证延续期内能够充分地管理老化对反应堆压力容器预定功能的影响。2.根据权利要求1所述的用于基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法，其特征在于：步骤（一）中，所述相关技术报告资料包括所述反应堆压力容器制造完工报告、辐照监督报告、原设计应力分析报告以及核电厂其他有效的技术报告。3.根据权利要求2所述的用于基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法，其特征在于，步骤（一）具体包括：（1.1）查找所述反应堆压力容器相关技术报告资料确定所述反应堆压力容器材料的初始韧脆转变温度；（1.2）查找所述反应堆压力容器辐照监督报告或者其他有效技术报告确定所述反应堆压力容器材料在服役期内承受的快中子注量和韧脆转变温度增量；（1.3）采用时间线性外推的方法或者其他保守的方法预测计算反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的快中子注量；（1.4）采用原设计标准推荐的方法或者其他保守的方法，根据预测的快中子注量计算所述反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的韧脆转变温度增量，并将增量和初始值进行相加得到至许可证延续期末的韧脆转变温度。4.根据权利要求1所述的用于基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法，其特征在于，步骤（二）具体包括：（2.1）查找所述反应堆压力容器原设计应力分析报告，获得原应力分析采用的快中子注量和韧脆转变温度；（2.2）将步骤（一）确定的所述反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的韧脆转变温度与所述反应堆压力容器原设计应力分析报告采用的韧脆转变温度进行对比；（2.3）若原应力分析报告中的韧脆转变温度值大于步骤（一）确定的所述反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的韧脆转变温度值，则原应力分析报告在申请的许可证延续期内仍然有效；（2.4）若原应力分析报告中的韧脆转变温度值小于等于步骤（一）确定的所述反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的韧脆转变温度值，则需要开展详细的断裂力学分析，包括所述步骤（三）和步骤（四）。5.根据权利要求1所述的用于基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法，其特征在于，步骤（三）具体包括：（3.1）参考所述核电机组原设计标准，开展所述反应堆压力容器压力温度限值曲线计算，若所述核电机组业主无特殊要求，则分析部位和内容与原设计应力分析报告保持一致；（3.2）若计算得到的压力温度限值曲线可以包络现行的压力温度限值曲线，则许可证延续期内核电厂不需要更新现有的压力温度限值曲线；若不然，许可证延续期内核电厂需要新的计算结果更新压力温度限值曲线。6.根据权利要求5所述的用于基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法，其特征在于，步骤（3.1）中，所述计算中采用步骤（一）确定的所述反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的快中子注量值和韧脆转变温度值。7.根据权利要求1所述的用于基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法，其特征在于，步骤（四）具体包括：（4.1）参考所述核电机组原设计标准，开展所述反应堆压力容器多种工况下断裂力学分析并进行评估，如核电业主无特殊要求，则分析部位和内容与原设计应力分析报告保持一致；（4.2）若评估结果满足原设计标准要求，则该断裂力学分析可以覆盖到申请的许可证延续期末期；若不满足原设计标准要求，则所述核电机组业主需要制定加强老化管理大纲，并证明在申请的许可证延续期内能够充分地管理老化对反应堆压力容器预定功能的影响。8.根据权利要求7所述的用于基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法，其特征在于，步骤（4.1）中，所述断裂力学分析中采用步骤（一）确定的所述反应堆压力容器材料服役至许可证延续期末的快中子注量值和韧脆转变温度值。9.根据权利要求1或7所述的用于基于法国RCCM标准设计建造的核电机组反应堆压力容器时限老化分析方法，其特征在于，步骤（四）中，所述多种工况包括正常与扰动工况、紧急工况与事故工况、水压试验工况。

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