一种核电闸门O型圈时间相关泄漏率预测方法及系统

本发明属于核电，尤其涉及一种核电闸门o型圈时间相关泄漏率预测方法及系统。

背景技术：

1、安全壳是核电厂纵深防御原则的最后一道物理屏障。为保证事故期间释放到外界环境中的放射性满足设计要求，安全壳的泄漏率被严格限制。人员闸门、设备闸门等闸门是安全壳的重要组成部分，它们承担了提供人员、设备进出安全壳的途径的功能，同时还需要满足在任何工况下具备完整性和密封性的设计要求。因此，闸门密封性能的预测和控制，尤其是在事故工况下，对核电厂安全有着重要意义。

2、安全壳闸门的密封主要通过o型橡胶密封圈来实现。现场泄漏率检测和模拟事故(loca事故)下密封性检验是目前闸门密封性能的主要控制手段，但测试试验十分耗时和耗力，并且不能提供任何预测性的信息。cn204944760u提出一种能够模拟loca事故或打压试验的人员闸门整体密封性试验装置，通过充泄压与测压点分离式气路连接方法和专用泄漏率测量软件来实现人员闸门整体密封性的快速、准确在线检测。但该方法仅适用于闸门当时泄漏率检验，不能预测热力耦合条件下橡胶材料由于长时间老化导致的密封性下降带来的潜在安全风险。

3、高温高压对闸门长期密封性能的影响，通常是通过基于橡胶材料的老化性能研究进行。如gb/t 20028-2005规定，橡胶老化后物理性能变化50％为密封失效的临界值，cn201611174320提出将压缩永久变形率cs≥40％作为密封失效的临界标准。中国专利cn110765692a和cn113295400a，基于阿伦尼乌斯(arrhenius)方程和老化动力学方程获取橡胶材料的老化规律，并提出了基于老化指标的寿命预测方法。但该类方法所采用的评价指标往往与长期密封性能没有直接关系，且都是经验性的。相关的寿命临界值的确定方法并未被明确说明，不具有普适性，对核电站安全而言更是缺乏依据。

4、综上，对核电站闸门密封结构的安全评估最直观的指标是事故工况下的泄漏率，而泄漏率与密封结构尺寸、密封力加载、密封材料老化特性等多种因素有关。现有闸门泄漏率检测手段和橡胶密封件老化规律研究，都不能对闸门密封结构事故工况下的长期密封性做出准确评估，也不能评估密封结构各种影响因素对长期密封性性能的定量影响。闸门密封结构在事故工况下的可靠性正向设计缺乏充分的指导依据。

5、通过上述分析，现有技术存在的问题及缺陷为：现有闸门泄漏率检测手段和橡胶密封件老化规律研究，都不能对闸门密封结构事故工况下的长期密封性做出准确评估，也不能评估密封结构各种影响因素对长期密封性性能的定量影响。闸门密封结构在事故工况下的可靠性正向设计缺乏充分的指导依据。

技术实现思路

1、针对现有技术存在的问题，本发明提供了一种核电闸门o型圈时间相关泄漏率预测方法及系统。

2、本发明是这样实现的，一种核电闸门o型圈时间相关泄漏率预测方法，包括：

3、s1，建立热力耦合条件下的闸门o型圈有限元模型，分析o型圈的力学特性；基于初始条件(压缩率ci，温度t)，计算不同压缩率和温度对应的接触宽度和初始接触应力；观察模拟数据规律，根据各种因素对初始接触应力sg0的影响规律，分别建立sg0/sgr＝g1(t)和sgr＝g2(ci)，其中sgr为参考温度下的初始接触应力；以sg0＝(sg0/sgr)×sgr的形式，建立热力耦合工况下初始接触应力sg0与压缩率ci和温度t关系式：sg0＝f(ci,t)；

4、s2，建立热力耦合条件下的闸门o型圈长期松弛分析的有限元方法，模拟热力耦合条件下的o型圈长期松弛特性；输出不同压缩率、不同老化温度下、o型圈接触应力sg随时间的变化曲线；定义无量纲接触应力sg/sg0，以sg/sg0为密封圈长期性能指标，在老化动力学模型和阿伦乌斯公式的基础上，基于数值仿真结果，建立闸门密封件无量纲接触应力sg/sg0-温度t-时间τ关系式：sg/sg0＝f(t,τ)；

5、s3，基于粗糙界面微观接触力学数值分析，建立接触应力sg与密封界面分离高度h的定量关系：h＝f(sg)；

6、s4，基于粗糙表面数值重构和界面泄漏流动特性数值仿真，建立泄漏率q与密封表面粗糙特性参数σ和at、密封介质压力p、密封界面接触宽度b、密封界面分离高度h的定量关系：q＝f(b,p,σ,at,h)；

7、s5，联合s1～s4，即可得到给定密封结构的泄漏率q关于压缩率、温度和时间的变化规律，即：q＝f(ci,t,τ)；

8、s6影响因素分析及密封性能评估：给定工况参数(温度t、介质压力p、压缩率ci和服役时间τ)，以安全壳闸门允许泄漏率为安全判据，对闸门热力耦合条件下的长期密封性能进行评估。

9、进一步，s1为模拟o型圈热力耦合条件下的力学特性，并建立初始接触应力的函数关系式，具体包括如下步骤：

10、s101、设定参考老化温度tr，建立tr下的初始接触应力sgr与压缩率ci的关系：sgr＝f(ci)，具体方法为：

11、(1)建立密封结构的有限元分析模型；(2)选择恰当的描述橡胶超弹特性的本构方程；(3)输入密封材料的热物性参数；(4)通过施加位移载荷达到设定的压缩率ci；(5)通过设定温度边界tr模拟参考老化温度下的环境；(6)获得sgr；(7)改变压缩率，重复计算，获得另一个sgr；(8)通过多组计算，拟合sgr关于ci函数：sgr＝g1(ci)；

12、s102、设定压缩率ci，获得o型圈在设定压缩率下的sg0/sgr与不同老化温度t的关系，具体方法为：(1)改变老化温度t，重复上一步相同的有限元分析，获得不同老化温度下的o型圈初始接触应力sg0；(2)以相同压缩率ci下的参考温度tr对应的初始接触应力sgr为特征量，将多组温度下的初始接触应力sg0无量纲化，即sg0/sgr；(3)建立sg0/sgr关于老化温度t的函数：sg0/sgr＝g2(t)；

13、s103、建立热力耦合工况下初始接触应力sg0与压缩率ci和温度t的关系：sg0＝f(ci,t)，具体方法为：(1)改变压缩率ci，重复s102，得到多组不同压缩率ci下的sg0/sgr对应不同老化温度t的数据；(2)观察数值计算结果可以发现，压缩率ci对sg0/sgr与温度t函数关系的影响十分微弱，因此可以认为sg0/sgr为温度t的单值函数，即：sg0/sgr＝g2(t)；(3)以sg0＝(sg0/sgr)×sgr的形式，得到sg0与ci和t的关系式：sg0＝f(ci,t)。

14、进一步，s2为模拟o型圈在热力耦合条件下的长期松弛特性，并建立描述热力耦合条件下o型圈接触应力随时间长期变化规律的函数关系式，具体包括如下步骤：

15、s201、基于有限元仿真方法，模拟热力耦合条件下o型圈应力松弛特性。具体方法为：(1)在s1的有限元分析步后添加松弛步骤，设定松弛时间τ；(2)基于橡胶材料应力松弛试验测量数据，建立描述橡胶黏弹特性的广义maxwell模型；(3)基于松弛过程仿真，获得不同松弛时间τ对应的接触应力sg；(4)绘制不同压缩率ci和老化温度t对应的sg-τ曲线。

16、s202、观察各种因素对sg-τ曲线，建立接触应力sg关于老化温度t和松弛时间τ的关系，具体方法为：(1)定义无量纲接触应力sg/sg0，其中sg0为相同压缩率和相同老化温度对应的初始接触应力；无量纲接触应力可以指示橡胶o型圈在应力、老化温度作用下密封性能降级特性；(2)以sg/sg0为老化指标，通过老化动力学方程和阿伦乌斯公式，建立sg/sg0与老化温度t和老化时间τ的函数形式；(3)将数值结果整理为不同压缩率ci、不同老化温度t和不同老化时间τ下的sg/sg0；(4)将数值解代入sg/sg0与老化温度t和老化时间τ的函数，求解函数中的相关系数，建立sg/sg0关于温度t和时间τ的具体表达式：sg/sg0＝f(t,τ)；

17、s203、将s1得到的得出的sg0＝f(ci,t)与sg/sg0＝f(t,τ)相结合，即可获得热力耦合作用下的sg计算公式：

18、进一步，s3为建立微粗糙峰的微观接触力学模型，通过有限元分析建立密封面分离高度h与平均接触应力sg之间的函数关系式，具体包括如下步骤：

19、s301、根据密封表面微观形貌测量或机加工参数，建立粗糙表面微接触分析模型；

20、s302、通过粗糙表面微接触过程的有限元分析，建立平均接触应力sg与接触界面分离高度h(泄漏通道有效高度)的对应关系；

21、s303、hertz弹性接触理论给出了sg与h之间的函数形式。将数值结果代入，即可建立橡胶o型圈密封界面的分离高度计算公式：h＝f(sg)。

22、进一步，s4为热力耦合条件下密封件接触界面泄漏通道流动分析，具体包括如下步骤：

23、s401、根据s3中获取的表面微观形貌参数，建立三维数值粗糙表面，与具有一定分离距离h的光滑表面构成密封界面泄漏通道；

24、s402、设定平均接触应力为0时的密封界面分离高度为h0，其仅取决于密封面粗糙度σ；设定一定平均接触应力下的密封界面分离高度为h，其与接触应力sg的关系取决于s3粗糙界面微接触力学分析结果；

25、s403、通过泄漏通道流动的介观分析模型，对不同粗糙特性表面构成的、高度为h0的界面泄漏流动进行数值仿真，得到表面粗糙度对密封界面流动特性的影响规律，建立如下形式的函数关系式：q0/qp＝f(σ,at)。其中，平均粗糙度σ和自相关长度at为反映表面粗糙特性的两个统计学参数，qp为分离高度为h0的由两个光滑表面组成的泄漏通道的泄漏率；将q0/qp定义为泄漏率的粗糙因子φσ，则有：φσ＝q0/qp＝f(σ,at)；

26、s404、通过泄漏通道流动的介观分析模型，对相同粗糙特性表面构成的、不同分离高度h的界面泄漏流动进行数值仿真，得到分离高度对密封界面流动特性的影响规律，建立如下形式的函数关系式：q/q0＝f(h)；其中，q0为给定粗糙特性表面构成的、分离高度为h0(零接触应力对应的通道高度)的泄漏通道的泄漏率；将q/q0定义为泄漏率的高度因子φh，基于数值结果建立φh关于接触高度h的函数关系式：q＝q/q0＝f(h)；

27、s405、建立密封界面的泄漏率计算公式：q＝φσ×φh×qp，其中qp为由光滑表面构成的、高度为h0(零接触应力对应的通道高度)的泄漏通道的泄漏率；该公式可以从介观拓展到宏观；对o型圈而言，qp可以采用描述平行平板间隙流动的泊肃叶定律计算；此时，泄漏通道的几何尺寸为o型圈接触宽度b、平均周长l，压差为o型圈内、外两侧的压力差p，最终可得：q＝f(b,p,σ,at,h)。

28、本发明的另一目的在于提供一种应用所述核电闸门o型圈时间相关泄漏率预测方法的核电闸门o型圈时间相关泄漏率预测系统，包括：

29、有限元模型建立模块，用于建立热力耦合条件下的闸门o型圈有限元模型，分析o型圈的力学特性；基于初始条件(压缩率ci，温度t)，计算不同压缩率和温度对应的接触宽度和初始接触应力；观察模拟数据规律，根据各种因素对初始接触应力sg0的影响规律，分别建立sg0/sgr＝g1(t)和sgr＝g2(ci)，其中sgr为参考温度下的初始接触应力；以sg0＝(sg0/sgr)×sgr的形式，建立热力耦合工况下初始接触应力sg0与压缩率ci和温度t关系式：sg0＝f(ci,t)；

30、有限元方法建立模块，用于建立热力耦合条件下的闸门o型圈长期松弛分析的有限元方法，模拟热力耦合条件下的o型圈长期松弛特性；输出不同压缩率、不同老化温度下、o型圈接触应力sg随时间的变化曲线；定义无量纲接触应力sg/sg0，以sg/sg0为密封圈长期性能指标，在老化动力学模型和阿伦乌斯公式的基础上，基于数值仿真结果，建立闸门密封件无量纲接触应力sg/sg0-温度t-时间τ关系式：sg/sg0＝f(t,τ)；

31、接触力学数值分析模块，用于基于粗糙界面微观接触力学数值分析，建立接触应力sg与密封界面分离高度h的定量关系：h＝f(sg)；

32、流动特性数值仿真模块，用于基于粗糙表面数值重构和界面泄漏流动特性数值仿真，建立泄漏率q与密封表面粗糙特性参数σ和at、密封介质压力p、密封界面接触宽度b、密封界面分离高度h的定量关系：q＝f(b,p,σ,at,h)；

33、变化规律获得模块，用于得到给定密封结构的泄漏率q关于压缩率、温度和时间的变化规律，即：q＝f(ci,t,τ)；

34、影响因素分析及密封性能评估模块：用于给定工况参数(温度t、介质压力p、压缩率ci和服役时间τ)，以安全壳闸门允许泄漏率为安全判据，对闸门热力耦合条件下的长期密封性能进行评估。

35、本发明的另一目的在于提供一种计算机设备，计算机设备包括存储器和处理器，存储器存储有计算机程序，计算机程序被处理器执行时，使得处理器执行所述的核电闸门o型圈时间相关泄漏率预测方法的步骤。

36、本发明的另一目的在于提供一种计算机可读存储介质，存储有计算机程序，计算机程序被处理器执行时，使得处理器执行所述的核电闸门o型圈时间相关泄漏率预测方法的步骤。

37、本发明的另一目的在于提供一种信息数据处理终端，信息数据处理终端用于实现所述的核电闸门o型圈时间相关泄漏率预测系统。

38、结合上述的技术方案和解决的技术问题，本发明所要保护的技术方案所具备的优点及积极效果为：

39、第一，针对上述现有技术存在的技术问题，解决问题之后带来的一些具备创造性的技术效果。具体描述如下：

40、1.本发明提出将o型圈应力松弛和泄漏率数值研究方法相结合的思路，建立了热力耦合条件下闸门泄漏率与时间的定量关系，解决了核电闸门o型圈长期泄漏率难以预测的难题。

41、2.基于本发明建立的o型圈闸门长期泄漏率预测模型，可以以最大允许泄漏率为基础，对闸门密封结构进行寿命预测和安全性评估。事故工况下闸门的泄漏率是核电领域的重要安全指标，本发明的提出有利于闸门密封结构的安全设计指导和o型圈服役寿命的合理判定，可以更好地提升核电站安全性和经济性。

42、第二，本发明所提出的时间相关泄漏率预测方法，可以定量表征材料应力松弛特性与泄漏率的关系，不仅可以直接判定闸门密封结构的安全状态，还能够揭示各种因素的影响规律，为提高密封结构安全性设计提供指导作用。

43、本发明所提出的预测模型，是结合了多种物理机制的理论模型而提出的，有效揭示了物理量之间的定量关系，是本发明的关键技术。在这一关键技术的基础上，针对给定的密封结构和密封材料，可以直接应用模型计算工况参数和时间所对应的泄漏率，判断安全性和可靠性，而无需重复数值计算。

44、第三，本发明的技术方案转化后的预期收益和商业价值为：事故工况下闸门o型圈的长期泄漏率预测对核安全有着重要意义。一直以来对闸门密封结构安全性和长期可靠性无法定量评估，只能以牺牲经济性为代付确保安全性。本发明的技术方案转化后，可以更准确地评估o型圈服役寿命，有望改善闸门密封设计的经济性。同时，理论指导试验，可以减少试验次数，或最大化拓展试验结果的应用范围。

45、本发明的技术方案解决了人们一直渴望解决、但始终未能获得成功的技术难题：本发明解决了热力耦合工况下闸门o型圈泄漏率长期变化规律无法预测的难题。所提出的应力松弛和泄漏率数值研究方法相结合的思路，在定量评估了热力耦合工况对密封材料松弛特性影响的基础上，进一步建立了松弛特性与泄漏率的定量关系。事故工况下闸门的泄漏率是核电领域的重要安全指标，本发明的提出可以更好地提升核电站安全性和经济性。

46、第四，本发明提供的核电闸门o型圈时间相关泄漏率预测方法带来的显著技术进步包括：

47、1)精确的泄漏率预测：通过联合多个步骤(s1-s6)的综合分析，提供了关于核电闸门o型圈的泄漏率随时间、温度和压缩率变化的准确预测，从而增强了核电站的安全性和可靠性。

48、2)复杂环境下的适应性：该方法考虑了热力耦合条件，能够模拟和分析在复杂环境下o型圈的长期松弛特性和密封性能，从而为核电站的长期运行提供重要参考。

49、3)微观接触力学的运用：通过粗糙界面微观接触力学数值分析，建立了接触应力与密封界面分离高度的定量关系，提高了预测方法的精确度。

50、4)密封性能的全面评估：结合不同的物理模型和数值仿真，进行了密封性能的全面评估，能够准确判断不同工况下的密封性能，以及预测出现的密封失效。

51、5)泄漏流动特性的考虑：通过对粗糙表面重构和界面泄漏流动特性的数值仿真，确保了泄漏率预测的全面性和准确性。

52、6)影响因素的全面分析：通过分析多种影响因素，如压缩率、温度、时间等，确保了泄漏率预测的全面性和综合性。

53、7)提高核电安全性：本方法为核电闸门o型圈的维护提供了科学的依据，有助于提前预防和解决的密封问题，从而提高了核电站的运行安全性。

54、本发明所提供的核电闸门o型圈时间相关泄漏率预测方法具有高精度、适应复杂环境和全面评估密封性能的优点，对于提升核电站安全运行具有重要意义。