一种基于数字孪生的核电厂一回路管道疲劳分析与损伤管理方法技术

本发明专利技术涉及一种基于数字孪生的核电厂一回路管道疲劳分析与损伤管理方法，包括以下步骤：

【技术实现步骤摘要】
一种基于数字孪生的核电厂一回路管道疲劳分析与损伤管理方法


[0001]本专利技术属于结构完整性评定
，具体涉及一种基于数字孪生的核电厂一回路管道疲劳分析与损伤管理方法，为核电关键设备的安全评定提供准确的技术依据
。

技术介绍

[0002]压水堆核电站实际运行经验反馈表明，一回路管道瞬态参数的波动常比设计阶段假设的更加复杂
。
运行经验表明，一回路管道已发生了多起开裂事件，这些开裂事件中多是由一回路管道的瞬态快速波动引起
。
[0003]瑞典学者
J
研究表明，管道内表面的热冲击和热振荡会明显降低其疲劳寿命，热冲击引起的裂纹在深度尺寸大于
200
μ
m
后扩展速率就会明显降低
。
德国学者
Paffumi E
研究表明，当裂纹深度尺寸小于
1mm
时，采用现有
Paris
准则计算裂纹扩展速率的方法是非保守的，建议工程宏观断裂力学分析中研究针对深度尺寸小于
1mm
的裂纹
(
具体与载荷类型和材料微观结构相关
)。
在国内，赵志德
、
王东辉等研究均表明，瞬态热应力主要集中在管道内表面位置，并且沿着管道壁厚方向上快速衰减，相关的数值仿真结果表明，随着近表面的热疲劳裂纹沿着壁厚方向的扩展，当裂纹在达到某一尺寸后能停止扩展
(
断裂参量的波动小于裂纹疲劳扩展的门槛值
)
，或以很低的速率扩展
。
[0004]一回路管道评定中，需要考虑几何信息
、
瞬态参数
(
大量设计瞬态及实际运行瞬态信息
)、
材料性能
(
考虑材料热老化等
)、
评定准则等众多影响因素
。
因此，开展基于数字孪生的核电厂一回路管道疲劳分析与损伤管理方法，对提高评定的准确程度，保证核电站安全和经济运行具有明显作用，但现有的公开文献中尚缺乏一套适用于数字孪生下的管道疲劳分析与损伤管理方法
。

技术实现思路

[0005]本专利技术目的是为了克服现有技术的不足而提供了一种基于数字孪生的核电厂一回路管道疲劳分析
(
获得疲劳损伤系数
CUF)
与损伤管理
(
优化运行，降低后续运行瞬态形成的
CUF)
方法
。
[0006]为了达到上述目的，本专利技术采用以下的技术方案：
[0007]一种基于数字孪生的核电厂一回路管道疲劳分析与损伤管理方法，包括以下步骤：
[0008]a)
对核电厂一回路瞬态进行分类管理：
[0009](a.1)
将一回路主设备发生的瞬态定义为
A
类瞬态；
[0010](a.2)
将与主设备相连且不常用的支路系统发生的瞬态定义为
B
类瞬态；
[0011](a.3)
将与主设备相连且常用的支路系统发生的瞬态定义为
C
类瞬态；
[0012]b)
对每类瞬态分别进行疲劳损伤分析；
[0013](b.1)
所述
A
类瞬态采用基于设计瞬态统计的疲劳快速评定；
[0014](b.2)
所述
B
类瞬态采用基于运行参数在线监测的实时评定；
[0015](b.3)
所述
C
类瞬态采用基于瞬态累计发生时间或裂纹扩展的保守性评定；
[0016]c)
基于数字孪生的核电厂运行控制优化，对运行参数实时监测和瞬态的分类管理，提出有利于降低核电厂一回路管道疲劳损伤系数
CFU
的运行控制策略
。
[0017]优化地，步骤
(a.1)
中，所述一回路主设备包括反应堆压力容器
、
蒸汽发生器
、
一回路主管道和主泵
。
压水堆核电厂一回路设计中要求运行时的温度变化速率控制在
28℃/h
内，在此情况下，一回路瞬态对主设备的疲劳损伤影响有限，
[0018]优化地，步骤
(a.2)
中，所述与主设备相连且不常用的支路系统包括化学与容积控制系统
、
安注系统
、
余热排出系统等，在投运过程中温差变化大
、
温度变化速率快，但此类瞬态发生的次数中等，在此情况下，运行中需要监测一回路的整体运行参数，并补充监测局部管嘴位置的温度和统计出支路管线投运的次数，为步骤
b.2
基于运行参数在线监测的实时评定补充输入数据
。
[0019]优化地，步骤
(a.3)
中，所述与主设备相连且常用的支路系统包括稳压器波动管
、
稳压器喷淋管线等
。
在投运过程中温差变化大
、
温度变化速率快，且此类瞬态发生的次数较多，通常伴有明显的热振荡过程
。
在此情况下，基于监测数据的疲劳分析往往难以满足工程评定需求，需要补充进行加强的在役监测和进行假想裂纹的扩展和含缺陷设备完整性评定工作，为步骤
b.3
基于瞬态累计发生时间或裂纹扩展的保守性评补充输入数据
。
[0020]优化地，步骤
(b.1)
中，所述
A
类瞬态采用基于设计瞬态统计的疲劳快速评定为根据实时瞬态发生数量和原设计疲劳评价报告进行实时的设计瞬态疲劳评价
。
在运行中只需要关注一回路的整体运行参数，统计出设计瞬态发生次数，并进行瞬态发生次数分析，保障在运行期间内实际瞬态发生次数少于设计限制就可满足疲劳老化管理的要求
。
在瞬态在线检测参数统计出发生的设计瞬态后，依据设计报告中疲劳分析的瞬态配对表进行运行监测瞬态的组配，对于缺少配对瞬态的情况，采用补齐原设计配对的方法进行保守性分析，从而计算获得基于设计报告和监测设计瞬态发生次数的管道疲劳损伤系数
CUF。
[0021]优化地，步骤
(b.2)
中，所述
B
类瞬态采用基于运行参数在线监测的实时评定从核电厂仪表获取管道局部热工水力特性
(
如流体压力
、
温度
、
流速等信息
)
，通过传递函数
(
为在线评定的通用技术
)
确定分析部位的应力变化过程
。
然后，基于法国
RCC
‑
M
规范中的载荷循环统计规程，梳理出分析部位的载荷谱，再对比材料的疲劳性能曲线计算管道的疲劳损伤系数
CUF。
[0022]优化地，步骤
(b.2)本文档来自技高网...

【技术保护点】

【技术特征摘要】
1.
一种基于数字孪生的核电厂一回路管道疲劳分析与损伤管理方法，其特征在于，它包括以下步骤：
a)
对核电厂一回路瞬态进行分类管理：
(a.1)
将一回路主设备发生的瞬态定义为
A
类瞬态；
(a.2)
将与主设备相连且不常用的支路系统发生的瞬态定义为
B
类瞬态；
(a.3)
将与主设备相连且常用的支路系统发生的瞬态定义为
C
类瞬态；
b)
对每类瞬态分别进行疲劳分析；
(b.1)
所述
A
类瞬态采用基于设计瞬态统计的疲劳快速评定；
(b.2)
所述
B
类瞬态采用基于运行参数在线监测的实时评定；
(b.3)
所述
C
类瞬态采用基于瞬态累计发生时间或裂纹扩展的保守性评定；
c)
基于数字孪生对核电厂运行参数进行实时监测和瞬态损伤的分类管理
。2.
根据权利要求1所述的疲劳分析与损伤管理方法，其特征在于：所述一回路主设备包括反应堆压力容器
、
蒸汽发生器
、
一回路主管道和主泵
。3.
根据权利要求1所述的疲劳分析与损伤管理方法，其特征在于：所述与主设备相连且不常用的支路系统包括化学与容积控制系统
、
安注系统
、
余热排出系统
。4.
根据权利要求1所述的疲劳分析与损伤管理方法，其特征在于：所述与主设备相连且常用的支路系统包括稳压器波动管
、
稳压器喷淋管线
。5.
根据权利要求1所述的疲劳分析与损伤管理方法，其特征在于：步骤
(b.1)
中，所述基于设计瞬态统计的疲劳快速评定为根据实时瞬态发生数量和原设计疲劳评价报告进行实时的设计瞬态疲劳评价：在瞬态在线检测参数统计出发生的设计瞬态后，依据原设计疲劳评价报告中疲劳分析的瞬态配对表进行运行监测瞬态的组配，对于缺少配对瞬态的情况，采用补齐原设计配对的方法进行保守性分析，从而计算获得基于设计报告和监测设计瞬态发生次数的管道疲劳损伤系数
CUF。6.
根据权利要求1所述的疲劳分析与损伤管理方法，其特征在于：步骤
(b.2)
中，所述基于运行参数在线监测的实时评定为从核电厂仪表获取管道局部热工水力特性，通过传递函数确定分析部位的应力变化过程；基于载荷循环统计规程，梳理出分析部位的载荷谱，再对比材料的疲劳性能曲线计算管道的疲劳损伤系数
CUF。7.
根据权利要求1所述的疲劳分析与损伤管理方法，其特征在于：步骤
(b.2)
中，将
B
类瞬态关注的管道所承受载荷分成由热瞬态导致的热应力
、
由内压等准静态载荷引起的应力
、
由重力等引起的可假设为恒定载荷的应力
。8.
根据权利要求1所述的疲劳分析与损伤管理方法，其特征在于：步骤
(b.2)
中所述基于运行参数在线监测的实时评定中需要增加管道局部温度测点，用以精确分析
B

【专利技术属性】
技术研发人员：陈明亚，余伟炜，史芳杰，彭群家，赵万祥，遆文新，王荣山，朱斌，韩姚磊，李维鹏，
申请(专利权)人：中国广核电力股份有限公司，
类型：发明
国别省市：