【技术实现步骤摘要】
本专利技术技术属于混凝土服役性能退化预测数值模拟，具体涉及一种在长期高中子辐照作用下核电站堆坑结构性能退化预测与寿命的评估方法，适用于对核电站受中子辐照的堆坑混凝土结构性能演化分析。
技术介绍
1、随着核能开发与利用技术的不断发展，核安全问题已成为世界各国能源的重要议题。其中，商业核电站混凝土结构老化问题日渐凸显，对核电站长期安全运行产生巨大影响。核反应堆正常运行过程中，堆坑包括生物屏蔽墙、近堆芯构件等混凝土结构长期处于高中子通量的辐照环境中。在各类辐照的作用下，堆坑混凝土材料内骨料产生体积膨胀，部分裂纹拓展贯通，材料乃至于构件服役性能持续退化，堆坑整体结构的安全性、可维护性及可服役性能均会受到很大的威胁，对堆坑结构以至核电站产生巨大的安全隐患，严重情况下甚至存在停堆风险。
2、目前，国内外关于长期高通量中子辐照作用下堆坑结构性能演化的研究仍处于起步阶段。一般核电站的设计使用寿命为40-60年，截至目前，欧美国家已有部分核反应堆获得延寿。而我国核反应堆并网发电相对较晚，部分反应堆也已临近设计使用寿命；已有的秦山核电站、大亚湾...
【技术保护点】
1.一种核电站堆坑结构性能退化预测与寿命的评估方法，其特征在于，包括如下步骤：
2.根据权利要求1所述的评估方法，其特征在于，采用MCNP程序对堆坑混凝土中子注量进行计算，得到所述堆坑中子注量沿径向分布的拟合公式如下：
3.根据权利要求1所述的评估方法，其特征在于，所述数值包括混凝土的弹性模量、抗压强度、抗拉强度和在辐照作用下混凝土材料的线膨胀值。
4.根据权利要求1所述的评估方法，其特征在于，所述混凝土的组成包括骨料，所述骨料的线膨胀计算采用基于矿物组成的辐照骨料弹性模量的预测方法计算：
5.根据权利要求1所述的评估方...
【技术特征摘要】
1.一种核电站堆坑结构性能退化预测与寿命的评估方法，其特征在于，包括如下步骤：
2.根据权利要求1所述的评估方法，其特征在于，采用mcnp程序对堆坑混凝土中子注量进行计算，得到所述堆坑中子注量沿径向分布的拟合公式如下：
3.根据权利要求1所述的评估方法，其特征在于，所述数值包括混凝土的弹性模量、抗压强度、抗拉强度和在辐照作用下混凝土材料的线膨胀值。
4.根据权利要求1所述的评估方法，其特征在于，所述混凝土的组成包括骨料，所述骨料的线膨胀计算采用基于矿物组成的辐照骨料弹性模量的预测方法计算：
5.根据权利要求1所述的评估方法，其特征在于，所述有限元软件为abaqus。
6.根据权利要求1所述的评估方法，其特征在于，所述网格划分为堆坑内表面辐照影响区域内的网格密度大于堆坑内表面辐照影响区域外的网格密度。
7.根据权利要求6所述的评估方法，其特征在于，所述网格划分...
【专利技术属性】
技术研发人员：廖开星，黄瑛，单小明，方奎元，
申请(专利权)人：苏州热工研究院有限公司，
类型：发明
国别省市：
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