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摘要：本发明公开了属于核工业材料技术领域的一种反应堆事故工况下碳化硅复合包壳失效评估方法。该方法是通过分析大破口事故LOCA的再淹没阶段时多层碳化硅复合材料包壳与冷却剂之间的传热行为，并引入发生LOCA时的包壳氧化因素，得到内外压差、径向温度梯度和辐照肿胀引起的应力分布，进而运用Weibull断裂理论计算出在碳化硅复合材料伪塑性下的包壳失效概率；本发明不但考虑了传热系数的变化，涉及的变量因素更加全面；还引入了事故时碳化硅复合材料包壳与冷却剂之间的氧化反应和碳化硅复合材料伪塑性对失效概率的影响。本发明可评估核反应堆在事故阶段的包壳完整性，保证核反应堆的安全。所得的失效概率数据对安全评估更具有参考价值。

主权项：1.一种反应堆事故工况下碳化硅复合包壳失效评估方法，其特征在于，所述反应堆事故工况下碳化硅复合包壳失效评估方法是通过分析大破口事故LOCA的再淹没阶段时多层碳化硅复合材料包壳与冷却剂之间的传热行为，并引入发生LOCA时的包壳氧化因素，得到内外压差、径向温度梯度和辐照肿胀引起的应力分布，进而运用Weibull断裂理论计算出在碳化硅复合材料伪塑性下的包壳失效概率；包括如下步骤：步骤1：设置初始时间T＝0，开始仿真计算；步骤2：在初始参数输入板块中将参数初始化；其中初始参数输入板块参数包括包壳各层厚度、导热系数、密度、比热容、弹性模量、特征应力、威布尔模量、热膨胀系数和泊松比；步骤3：进行再淹没传热板块的计算得到包壳表面换热系数值；其中，考虑再淹没状态下，初始参数输入板块参数包括包壳内外压强、冷却剂温度、包壳测量点在T时刻的温度；所述步骤3中再淹没传热板块的计算方法包括如下步骤：步骤31：设定初始热流密度假设值；步骤32：根据温度场控制方程得到温度计算值；步骤33：根据敏感系数场控制方程计算得到敏感系数计算值；步骤34：根据敏感系数计算值和温度计算值以及温度测量值得到热流密度修正值；步骤35：判断热流密度修正值与热流密度假设值之间的误差是否满足最小误差范围，若是则将结果代入到应力分析板块中，若否则将热流密度修正值赋予至热流密度假设值中再重复步骤32；步骤4：进行应力分析板块的计算得到应力在包壳内的分布；其中，考虑多层碳化硅复合材料包壳各层特性；所述步骤4中应力分析板块的计算方法包括如下步骤：步骤41：计算因包壳氧化而减小的最外层包壳厚度，对最外层包壳厚度进行修正；步骤42：计算内外压差引起的机械应力在径向、轴向和环向方向上的分布；步骤43：计算径向温度梯度引起的热应力在径向、轴向和环向方向上的分布；步骤44：计算辐照肿胀引起的应力在径向、轴向和环向方向上的分布；步骤45：将内外压差、径向温度梯度、辐照肿胀引起的应力进行拟合得到综合应力在径向、轴向和环向方向上的分布；所述步骤4中计算应力分析板块时，引入包壳氧化因素对碳化硅包壳的厚度进行分析；所述应力在包壳内的分布，具体公式如下所示： 其中，k＝1，2表示内层碳化硅复合材料层和外层碳化硅单质层；σr，σθ，σz表示环向、径向和轴向应力；Ek为弹性模量，vk为泊松比，αk为热膨胀系数，为待定常数，可根据边界条件进行方程组求解；步骤5：进行失效概率分析板块的计算得到包壳总失效概率；所述步骤5中失效概率分析板块的计算方法包括如下步骤：步骤51：计算碳化硅单质层的失效概率；步骤52：求出εΔUP，σΔUP，σP的概率密度曲线顶点处所对应的参数值；σP为比例极限应力；σΔUP为PLS比例极限应力与UTS极限拉伸应力的应力差值；εΔUP为PLS与UTS的应变差值；步骤53：将复合材料应力-应变曲线中点的弹性模量作为材料的等效弹性模量；步骤54：计算碳化硅复合材料层的失效概率；步骤55：运用碳化硅复合材料层和单质层的失效概率得到包壳总失效概率；其中，计算失效概率分析板块时，引入伪塑性因素对碳化硅复合材料层失效概率进行分析；所述步骤55运用碳化硅复合材料层和单质层的失效概率得到包壳总失效概率，其中：在单质层失效概率计算的计算公式为： 式中，m为威布尔模量，σ0为特征应力，这两个参数可通过实验数据拟合确定；j＝1，2，3表示径向、环向及轴向3个主应力方向；在计算碳化硅复合材料层的失效概率时，在计算碳化硅复合材料层时引入了伪塑性因素，运用非线性弹性力学计算复合材料层的失效概率，计算公式为： 式中σP——PLS比例极限应力；σΔUP——PLS与UTS的应力差值；εΔUP——PLS与UTS的应变差值；PfεΔUP，σΔUP，σP——给定参数的失效概率；pdfσP——参数σP的概率密度函数；pdfσΔUP——参数σΔUP的概率密度函数；pdfεΔUP——参数εΔUP的概率密度函数；这里的PfεΔUP，σΔUP，σP由每次计算的最大第一主应力σmaxεΔUP，σΔUP，σP确定，即当σmax大于或等于UTS时，其值为1，反之为0；所述多层碳化硅复合材料包壳的总失效概率为P＝1-1-Pf1-Pm；步骤6：结束失效概率分析板块和应力分析板块的计算，返回步骤2进行下一时间步长的计算；步骤7：迭代计算至设定的终止时间，结束失效评估方法的计算，并显示各时间点的包壳总失效概率值。

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百度查询： 华北电力大学 一种反应堆事故工况下碳化硅复合包壳失效评估方法