【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、大亚湾核电站、高通量试验堆、岷江堆等超寿堆均相继获得延寿，但延寿标准多基于经验数据提出，对堆坑尚未建立完善的混凝土结构寿命评估方法。因此，亟需开发一种基于中子辐照下混凝土材料性能演化规律的，对堆坑整体混凝土结构在不同辐照年限(对应不同辐照强度)下的结构整体性能预测与寿命评估的评价方法。
技术实现思路
1、有鉴于此，为了克服现有技术的缺陷，本专利技术的目的是
2、为了达到上述目的，本专利技术采用以下的技术方案：
3、一种核电站堆坑结构性能退化预测与寿命的评估方法，包括如下步骤：
4、计算堆坑服役期内中子注量的空间分布；
5、计算不同中子注量下对应的混凝土材料力学性能退化后的数值；
6、利用有限元软件，对堆坑内的钢筋和混凝土结构进行建模模拟，得到堆坑模型；根据堆坑中子注量沿截面的分布规律进行网格划分，并赋予划分得到的单元相应的混凝土力学性能参数；
7、对所述堆坑模型施加边界条件和需要分析的各类荷载工况，并施加线膨胀值，计算各个年限下堆坑结构内部的应力和应变，对堆坑结构整体性能、安全性做出评价，并对其使用寿命进行预测。
8、根据本专利技术的一些优选实施方面，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：
9、nd＝n0 exp(-0.105x) 式1
10、式中，nd表示计算深度下的中子注量，单位为n/(cm2s)；n0表示对应内表面位置处的中子注量,单位为n/(cm2s)；x表示计算位置到内表面距离，单位为厘米。
11、根据本专利技术的一些优选实施方面，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。
12、根据本专利技术的一些优选实施方面，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：
13、
14、
15、
16、式中：εcon,irr和εa,irr分别为混凝土和骨料的线膨胀，％；fcon-e,irr、fcon-c,irr、fcon-e、fcon-c分别为混凝土初始状态和辐照后的弹性模量、抗压强度；拟合方程中的参数为：a1＝0.816,a2＝0.796,b2＝-1.271,c2＝0.194,a3＝-0.022,b3＝-0.496,c3＝0.105。
17、根据本专利技术的一些优选实施方面，所述有限元软件为abaqus。
18、根据本专利技术的一些优选实施方面，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。
19、根据本专利技术的一些优选实施方面，所述网格划分为越靠近堆坑内表面辐照影响区域网格划分密度越大，越远离内表面辐照影响区域的网格划分密度越小。
20、根据本专利技术的一些优选实施方面，所述堆坑模型中，通过升温法模拟膨胀，根据不同部位的膨胀值来设置不同的混凝土热膨胀系数，施加相同的温差，模拟不同部位的不均匀膨胀；转化公式为：混凝土热膨胀系数×温差＝混凝土线膨胀值。
21、根据本专利技术的一些优选实施方面，计算时，根据中子注量的空间分布结果将材料属性划分为若干不同档位，同一档位内的数据采用统一的参数；完成档位划分后，再根据所划分的档位赋予对应辐照注量下混凝土单元属性。
22、根据本专利技术的一些优选实施方面，所述对堆坑结构整体性能、安全性做出评价，并对其使用寿命进行预测为：根据计算结果，对比初始未辐照状态和辐照状态下堆坑内部的应力、应变、位移结果，实现对堆坑混凝土结构性能及安全性的评价，并对堆坑寿命进行相应预测。
23、由于采用了以上的技术方案，相较于现有技术，本专利技术的有益之处在于：本专利技术的核电站堆坑结构性能退化预测与寿命的评估方法，能够考虑堆坑混凝土结构的中子注量差异而对相应区域的混凝土材料性能进行区别计算和建模模拟；本专利技术自混凝土在中子辐照下材料力学性能的演化规律出发，过渡到堆坑整体混凝土结构在中子辐照环境下的性能演化的计算与研究，在对堆坑结构整体性能、安全性评价以及寿命预测方法上提供了一个较为完整可行的思路。
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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，所述网格划分为越靠近堆坑内表面辐照影响区域网格划分密度越大，越远离内表面辐照影响区域的网格划分密度越小。
8.根据权利要求1所述的评估方法，其特征在于，所
9.根据权利要求1所述的评估方法，其特征在于，计算时，根据中子注量的空间分布结果将材料属性划分为若干不同档位，同一档位内的数据采用统一的参数；完成档位划分后，再根据所划分的档位赋予对应辐照注量下混凝土单元属性。
10.根据权利要求1-9任意一项所述的评估方法，其特征在于，所述对堆坑结构整体性能、安全性做出评价，并对其使用寿命进行预测为：根据计算结果，对比初始未辐照状态和辐照状态下堆坑内部的应力、应变、位移结果，实现对堆坑混凝土结构性能及安全性的评价，并对堆坑寿命进行相应预测。
...【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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