核電站反應堆壓力容器輻照損傷監控方法與流程

2023-07-05 18:06:06 1

本發明屬於核電技術領域，更具體地說，本發明涉及一種核電站反應堆壓力容器輻照損傷監控方法。

背景技術：

反應堆壓力容器是核電站核島內最為關鍵的大型設備之一，主要功能是包容和支承堆芯核燃料組件、控制組件、堆內構件和反應堆冷卻劑的鋼製承壓容器。它長期服役於強輻照、高溫、高壓環境，其中中子輻照損傷是其主要失效方式之一，具體表現為反應堆壓力容器鋼輻照脆化過程中強度升高、韌性下降，材料硬化。

為了確保反應堆壓力容器運行的安全性，目前主要通過採用傳統的輻照監督方法對其輻照損傷程度進行監控與評價，其具體實施方法如下：

(1)在核電站首次裝料運行之前，在反應堆壓力容器內部安裝4到6根輻照監督管，每根輻照監督管內裝有一定數量的拉伸、衝擊等力學性能試樣；

(2)根據輻照監督大綱，利用核電站換料檢修的機會，定期從反應堆壓力容器中抽取出輻照監督管，安裝輻照防護要求包裝後長途運輸至定點的熱室機構，解剖取出拉伸、衝擊等試樣開展力學性能測試，獲得輻照監督試樣的鋼輻照後的強度與韌性力學性能數據；

(3)根據上述力學性能數據分析反應堆壓力容器鋼的輻照損傷程度，進而開展反應堆壓力容器的結構完整性評價、適時調整反應堆系統的運行參數等。

以上傳統輻照監督方法具有以下缺點：

(1)受限於反應堆壓力容器內部空間限制，裝載的輻照監督管數量十分有限，由於現有技術不能實現運行一段時間後再補充安裝輻照監督管，因此必須 在首次裝料運行前一次性裝載完畢，這種方式不能完全滿足將來核電站延壽時對反應堆壓力容器的輻照監督要求；

(2)目前國內僅有四川與北京兩處具備熱室機構，輻照監督管從反應堆壓力容器中抽取出後，必須從核電站長途跨省遠距離運輸至定點熱室機構，由於輻照監督管具有非常高的強放射性，因此運輸過程中安保要求非常高、運輸成本非常大、周期較長；

(3)由於輻照監督試樣的力學性能測試屬於破壞性試驗，因此測試完成後將產生大量放射性廢物，後續三廢處理量較大，成本較高；

(4)因輻照監督試樣來源於堆芯區鍛件的餘料，因此這種方式僅能從整體上監控反應堆壓力容器堆芯區輻照的損傷程度，不具備監控反應堆壓力容器其他零部件，尤其是特定位置的輻照損傷程度；

(5)不具備實現監控反應堆壓力容器鋼輻照損傷的能力，僅可獲得某些特定時間點(取決於輻照監督管抽取時間)反應堆壓力容器鋼的輻照損傷程度。

有鑑於此，確有必要提供一種經濟、環保、安全、高效的核電站反應堆壓力容器輻照損傷監控方法。

技術實現要素：

本發明的發明目的在於：提供一種經濟、環保、安全、高效的核電站反應堆壓力容器輻照損傷監控方法。

為了實現上述發明目的，本發明提供一種核電站反應堆壓力容器輻照損傷監控方法，其包括以下步驟：

S1、建立基準：核電站首次裝料運行之前，測得反應堆壓力容器鋼監測部位的初始納米壓痕硬度h0；

S2、實時監測：核電站正常運行期間，測得任意時間點反應堆壓力容器鋼同一監測部位輻照損傷後的納米壓痕硬度h；

S3、分析計算：基於所述初始納米壓痕硬度h0和任意時間點測得的納米壓痕硬度h，根據公式(1)計算反應堆壓力容器鋼輻照損傷過程中納米壓痕硬度變化率δ(h)：

δ(h)＝(h-h0)/h0 (1)

並根據得出的納米壓痕硬度變化率δ(h)計算反應堆壓力容器鋼輻照損傷過程中的強度參數；

S4、安全評估：基於獲得的所述強度參數，對反應堆壓力容器鋼輻照損傷度進行分析評估。

作為本發明核電站反應堆壓力容器輻照損傷監控方法的一種改進，所述步驟S3中的強度參數包括實時抗拉強度Rm和實時屈服強度Rp0.2。

作為本發明核電站反應堆壓力容器輻照損傷監控方法的一種改進，根據公式(2)和公式(3)計算反應堆壓力容器鋼輻照損傷過程中的所述實時抗拉強度Rm的變化率δ(Rm)和實時屈服強度Rp0.2的變化率δ(Rp0.2)：

δ(Rm)＝λ1·δ(h)(2)

δ(Rp0.2)＝λ2·δ(h)(3)

其中，λ1和λ2為比例係數。

作為本發明核電站反應堆壓力容器輻照損傷監控方法的一種改進，所述λ1和λ2的取值範圍為0.75-2.25。

作為本發明核電站反應堆壓力容器輻照損傷監控方法的一種改進，所述λ1和λ2的取值影響因素包括：反應堆壓力容器鋼初始狀態的微觀組織特徵和核電站運行期間反應堆中子輻照場能譜。

作為本發明核電站反應堆壓力容器輻照損傷監控方法的一種改進，所述λ1和λ2可通過傳統的輻照監督試樣力學性能試驗加以確定或修正。

作為本發明核電站反應堆壓力容器輻照損傷監控方法的一種改進，基於所述實時抗拉強度Rm的變化率δ(Rm)和實時屈服強度Rp0.2的變化率δ(Rp0.2)，根 據公式(4)和(5)計算實時抗拉強度Rm和實時屈服強度Rp0.2：

δ(Rm)＝[Rm-(Rm)初始]/(Rm)初始 (4)

δ(Rp0.2)＝[Rp0.2-(Rp0.2)初始]/(Rp0.2)初始 (5)

其中，(Rm)初始為反應堆壓力容器鋼未輻照初始狀態的抗拉強度；

(Rp0.2)初始為反應堆壓力容器鋼未輻照初始狀態的屈服強度。

作為本發明核電站反應堆壓力容器輻照損傷監控方法的一種改進，所述(Rm) 初始和(Rp0.2)初始均可從反應堆壓力容器設備製造廠提供的設備完工報告中查詢獲得。

作為本發明核電站反應堆壓力容器輻照損傷監控方法的一種改進，將所述實時抗拉強度Rm或實時屈服強度Rp0.2作為分析輸入參數，用於對反應堆壓力容器輻照損傷過程中其結構完整性進行安全評估或壽命預測。

相對於現有技術，本發明核電站反應堆壓力容器輻照損傷監控方法具有以下有益技術效果：

(1)可多次測試核電站運行期間反應堆壓力容器鋼的納米壓痕硬度，並及時計算獲得出反應堆壓力容器鋼的力學性能變化數據；

(2)由於反應堆壓力容器鋼的納米壓痕硬度測試是無損的，因此在核電站全壽期，包括未來延壽運行期間可無限次測試獲取數據；

(3)測試設備及操作不需要特殊的輻射安全防護要求，且對設備外界空間基本無要求，安全性較好，尤其是不產生放射性廢物，基本無三廢處理需求；

(4)可同時監控反應堆壓力容器多個位置的輻照損傷程度。

具體實施方式

為了使本發明的發明目的、技術方案及其技術效果更加清晰，以下結合具體實施方式，對本發明進行進一步詳細說明。應當理解的是，本說明書中描述的具體實施方式僅僅是為了解釋本發明，並非為了限定本發明。

目前，核電站的反應堆壓力容器鋼多採用錳鎳鉬低合金鋼材料，而通過實驗研究表明：該材料的納米壓痕硬度在中子輻照過程中的變化率呈現出較好的規律性，且與該材料的輻照損傷程度有較好的相關性。因此，可通過監測反應堆壓力容器運行服役過程中反應堆壓力容器鋼納米壓痕硬度的變化情況來分析獲得反應堆壓力容器鋼力學性能的變化情況，進而評估反應堆壓力容器的輻照損傷程度，可用於開展反應堆壓力容器輻照損傷過程中的結構完整性的安全評價、壽命預測等工作。

實施例

實施例1

一種核電站反應堆壓力容器輻照損傷監控方法，其包括以下步驟：

S1、建立基準：在反應堆壓力容器安裝到位之後，在核電站首次裝料運行之前，採用可攜式納米壓痕儀測得反應堆壓力容器堆芯區鋼的初始納米壓痕硬度h0為1.97GPa；也可採用其它方法測得反應堆壓力容器的初始納米壓痕硬度h0，而且監測部位可人為根據需要選擇。

S2、實時監測：在核電站停堆換料檢修時，採用可攜式納米壓痕儀測得反應堆壓力容器輻照損傷後同一位置的納米壓痕硬度h為2.41GPa；也可採用其它常規方法測得反應堆壓力容器鋼輻照損傷後的納米壓痕硬度h；

S3、分析計算：根據上述測得的h0和h，計算反應堆壓力容器鋼輻照損傷後納米壓痕硬度的變化率δ(h)：δ(h)＝(h-h0)/h0＝(2.41-1.97)/1.97＝22.34％；

進一步的，基於計算出的δ(h)值，計算反應堆壓力容器鋼輻照損傷過程中的強度參數，本實施例中強度參數為實時抗拉強度Rm和實時屈服強度Rp0.2；根據公式(2)和公式(3)計算實時抗拉強度Rm變化率δ(Rm)和實時屈服強度Rp0.2變化率δ(Rp0.2)：

δ(Rm)＝λ1·δ(h) (2)

δ(Rp0.2)＝λ2·δ(h) (3)

本實施例中，λ1取值0.92，λ2取值1.85，λ1和λ2的取值可根據反應堆壓力容器鋼初始狀態的微觀組織特徵(如晶粒度、位錯類型、數量、第二相分布特點等)，以及核電站運行期間反應堆中子輻照場能譜等因素綜合確定，對於特定的核電站與反應堆壓力容器，λ1和λ2也可通過傳統的輻照監督試樣力學性能試驗加以確定或修正；根據給出的λ1和λ2的取值，計算出實時抗拉強度Rm變化率δ(Rm)為20.55％，實時屈服強度Rp0.2變化率δ(Rp0.2)為41.33％；

進一步，再根據公式(4)和公式(5)計算實時抗拉強度Rm和實時屈服強度Rp0.2：

δ(Rm)＝[Rm-(Rm)初始]/(Rm)初始 (4)

δ(Rp0.2)＝[Rp0.2-(Rp0.2)初始]/(Rp0.2)初始 (5)

其中，(Rm)初始為反應堆壓力容器鋼未輻照初始狀態的抗拉強度；

(Rp0.2)初始為反應堆壓力容器鋼未輻照初始狀態的屈服強度；

從反應堆壓力容器設備製造廠提供的設備完工報告查詢得到(Rm)初始＝591MPa，(Rp0.2)初始＝460Mpa，因此實時抗拉強度Rm和實時屈服強度Rp0.2的計算過程為：

Rm＝(Rm)初始×[1+δ(Rm)]＝591×(1+20.55％)＝712.5MPa

Rp0.2＝(Rp0.2)初始×[1+δ(Rp0.2)]＝460×(1+41.33％)＝650.1MPa

S4、安全評估：將上述計算出的實時抗拉強度Rm和實時屈服強度Rp0.2作為分析輸入參數，用於對反應堆壓力容器輻照損傷過程中其結構完整性進行安全評估或壽命預測；具體過程與傳統的輻照監督分析方法相同。

對比例1

為驗證本發明核電站反應堆壓力容器輻照損傷監控方法的有效性，取具有相同輻照損傷程度(一般指具有相同的中子輻照累積注量)的傳統的反應堆壓力容器輻照監督試樣進行破壞性力學性能試驗，實測並獲得其實時抗拉強度Rm和實時屈服強度Rp0.2。

表1列出了實施例1與對比例1得出的實時抗拉強度Rm和實時屈服強度 Rp0.2數值。

表1

通過表1可以看出，實施例1採用本發明核電站反應堆壓力容器輻照損傷監控方法計算得到的實時抗拉強度Rm和實時屈服強度Rp0.2數值與對比例1實測值非常接近；偏差值均在可接受的範圍之內，不會對後續反應堆壓力容器輻照損傷的安全評價帶來影響，而且由於反應堆壓力容器鋼的納米壓痕硬度測試是無損的，因此在核電站全壽期以及未來延壽運行期間可無限次測試獲取數據。

結合以上對本發明的詳細描述可以看出，相對於現有技術，本發明至少具有以下有益技術效果：

(1)可多次測試核電站運行期間反應堆壓力容器鋼的納米壓痕硬度，並及時計算獲得出反應堆壓力容器鋼的力學性能變化數據；

(2)由於反應堆壓力容器鋼的納米壓痕硬度測試是無損的，因此在核電站全壽期，包括未來延壽運行期間可無限次測試獲取數據；

(3)測試設備及操作不需要特殊的輻射安全防護要求，且對設備外界空間基本無要求，安全性較好，尤其是不產生放射性廢物，基本無三廢處理需求；

(4)可同時監控反應堆壓力容器多個位置的輻照損傷程度。

根據上述原理，本發明還可以對上述實施方式進行適當的變更和修改。因此，本發明並不局限於上面揭示和描述的具體實施方式，對本發明的一些修改和變更也應當落入本發明的權利要求的保護範圍內。此外，儘管本說明書中使用了一些特定的術語，但這些術語只是為了方便說明，並不對本發明構成任何限制。