CN102930167B - 反应堆压力容器辐照脆化预测评估方法 - Google Patents

Abstract

本发明属于核电厂压力容器（RPV）安全评估技术领域，具体涉及一种反应堆压力容器辐照脆化预测评估方法。该方法在理解RPV辐照损伤机理的基础上，吸收了国际相关模型的经验，更进一步针对国内RPV材料Cu含量较低的特性，将一直以来被各个预测模型忽视的非Cu元素析出沉淀相（Solute-Atom Cluster）对辐照硬化的贡献作用引入计算公式，最终形成了包含非Cu元素析出沉淀相机理的计算模型。

Description

反应堆压力容器辐照脆化预测评估方法

技术领域

本发明属于核电厂压力容器安全评估技术领域，具体涉及一种反应堆压力容器辐照脆化预测评估方法。

背景技术

反应堆压力容器(RPV)作为一回路承压部件是压水堆核电站中最核心的设备，也是核电站中不可更换的核心设备。其使用寿命决定了核电站的使用寿命，直接影响核电站的经济性和安全性，世界各国对压力容器的老化管理和寿命评估均给予高度关注。RPV一般由铁素体低合金钢制造，这种材料为体心立方结构，具有低温脆性的特征。由于材料服役环境十分恶劣，受到高温、高压和快中子辐照的共同作用，因此在服役过程中性能不断劣化，低温脆性会不断加剧。材料性能一旦劣化到一定程度，承受高温、高压的RPV将发生瞬时破裂，那将是灾难性的重大事故。

在确保核电站安全运行的前提下，最大限度发挥其经济性，必须对RPV的服役状态和辐照损伤程度有明确的了解和掌握。国际上很多国家或机构使用半经验模型预测RPV材料受到中子照射后的脆化情况。半经验预测模型的准确性很大程度由经验模型使用的统计数据库决定。我国核电站起步较晚，使用较先进的RPV材料(相对于国外老式核电站使用的RPV材料)，如A508-III钢。国际上，发达国家已经多年不再建立新堆型，绝大多数核电站使用较旧的RPV材料。所以国外的半经验预测模型并不是针对我国大量采用的先进低铜RPV材料。我们有必要使用我国的自主数据库，建立适合我国国情的RPV材料辐照预测模型。

近年来随着辐照损伤研究的不断深入，针对RPV材料在核电厂运行过程中的脆化问题，国际上的主流研究思想认为沉淀机理和稳定机体缺陷机理是造成RPV材料脆化的主要因素。在Cu含量较大时，沉淀机理主要是富铜沉淀。在Cu含量小于0.072时富Cu沉淀的影响忽略不计，但是其它合金元素沉淀相的作用凸显。发明人在理解RPV辐照损伤机理的基础上，学习了国际相关模型的经验，更进一步针对国内RPV材料Cu含量较低的特性，将一直以来被各个预测模型忽视的非Cu元素析出沉淀相(这里称为溶质原子沉淀相，Solute-Atom Cluster)对辐照硬化的贡献作用引入计算公式，最终形成了包含非Cu元素析出沉淀相机理的计算公式。我们命名新的辐照脆化预测模型为CM-1201。

申请人曾于2009年发表文章《低铜合金反应堆压力容器钢辐照脆化预测评估模型》，文章中公开了CM-1201模型的初步计算公式CIAE2009。但是，由于数据收集不足以及模型参数设置不够准确，CIAE2009模型公式在计算的稳定性上表现较差，因此在该模型的基础上对模型公式重新进行修订和完善，发展出CM-1201。

发明内容

本发明的目的在于针对我国反应堆压力容器所用材料特点，提供一种完善的反应堆压力容器辐照脆化预测评估方法，使预测评估结果更加权威、准确。

本发明的技术方案如下：一种反应堆压力容器辐照脆化预测评估方法，通过如下模型公式，确定压力容器材料的脆化程度△RT_NDT，

${\mathrm{\ΔRT}}_{NDT}=\left(\begin{array}{ccc}MD+SC& for& Uu\≤0.072\\ MD+CRP& for& Cu>0.072\end{array}\right)$

$MD=A(1-0.0032723T_c)(1+6.130{\mathrm{PMn}}^{2.471})\sqrt{{\mathrm{\φt}}_e}$

CRP＝B(1+3.769Ni^1.191)(1+0.05625T_c)^1.100f(Cu_e,P)g(Cu_e,Ni,φt_e)

SC＝C(1+3.769Ni^1.191)(1+0.05625T_c)^1.100h(Ni,φt_e)(Mn·Si)^3.5

$f({\mathrm{Cu}}_e,P)=\left(\begin{array}{ccc}0& for& Cu\≤0.072\\ {({\mathrm{Cu}}_e-0.072)}^{0.6679}& for& Cu>0.072andP\≤0.008\\ {\[{\mathrm{Cu}}_e-0.072+1.359(P-0.008)\]}^{0.6679}& for& Cu>0.072andP>0.008\end{array}\right)$

g(Cu_e,Ni,φt_e)＝0.5+0.5tanh{[log₁₀(φt_e)+1.1390Cu_e-0.4483Ni-18.12025]/0.6287}

h(Ni,φt_e)＝0.5+0.5tanh{[log₁₀(φt_e)-0.4483Ni-19.5675]/0.6287}

以上公式中的Cu、P、Ni、Mn、Si指受辐射的压力容器材料中的铜、磷、镍、锰、硅元素的质量百分比含量，

T_c指反应堆满功率运行情况下一回路冷却水温度，

φ为辐照的平均快中子注量率，

t为反应堆满功率运行时间，

φt为压力容器材料受到的快中子注量。

本发明的有益效果如下：本发明针对国内压力容器辐照脆化预测评估的需要，在大量调研的基础上，对压力容器辐照脆化数据进行收集整理，继而通过对大量针对性数据进行统计分析，总结出针对国内压力容器的辐照脆化问题的预测模型。该模型具有较高的精确性，使用现有压力容器材料辐照脆化数据对模型精确性进行验证，焊缝金属模型预测误差的标准偏差为15℃；对于RPV母材金属(锻件)模型预测误差的标准偏差为11℃。

附图说明

图1为本发明的CM-1201模型计算值与监督试验值比较示意图。

具体实施方式

下面结合附图和实施例对本发明进行详细的描述。

本发明所提供的数学模型(CM-1201模型)的目的是为了预测核电站压力容器使用寿命而设计的。它能够根据核电厂压力容器(RPV)材料的化学元素成份、材料的加工工艺、中子注量、中子注量率以及辐照温度等参数确定材料的脆化程度(△RT_NDT)。

具体数学模型的公式表达形式如下：

${\mathrm{\ΔRT}}_{NDT}=\left(\begin{array}{ccc}MD+SC& for& Cu\≤0.072\\ MD+CRP& for& Cu>0.072\end{array}\right)---\left(1\right)$

$MD=A(1-0.0032723T_c)(1+6.130{\mathrm{PMn}}^{2.471})\sqrt{{\mathrm{\φt}}_e}---\left(2\right)$

CRP＝B(1+3.769Ni^1.191)(1+0.05625T_c)^1.100f(Cu_e,P)g(Cu_e,Ni,φt_e)                       (3)

SC＝C(1+3.769Ni^1.191)(1+0.05625T_c)^1.100h(Ni,φt_e)(Mn·Si)^3.5                    (4)

$f({\mathrm{Cu}}_e,P)=\left(\begin{array}{ccc}0& for& Cu\≤0.072\\ {({\mathrm{Cu}}_e-0.072)}^{0.6679}& for& Cu>0.072andP\≤0.008\\ {\[{\mathrm{Cu}}_e-0.072+1.359(P-0.008)\]}^{0.6679}& for& Cu>0.072andP>0.008\end{array}\right)---\left(5\right)$

g(Cu_e,Ni,φt_e)＝0.5+0.5tanh{[log₁₀(φt_e)+1.1390Cu_e-0.4483Ni-18.12025]/0.6287}         (6)

h(Ni,φt_e)＝0.5+0.5tanh{[log₁₀(φt_e)-0.4483Ni-19.5675]/0.6287}                 (7)

以上公式中的Cu、P、Ni、Mn、Si指受辐射的压力容器材料中的铜、磷、镍、锰、硅元素的质量百分比含量，

T_c指反应堆满功率运行情况下一回路冷却水温度，单位为℃；

φ为辐照的平均快中子注量率(单个中子能量在1Mev以上)，单位为n/(cm².s)，

t为反应堆满功率运行时间，单位为sec，

φt为压力容器材料受到的快中子注量，单位为n/cm²。

将核电站压力容器的各种参数输入公式(1)～(14)。进行计算需要的参数包括：压力容器承受的快中子(能量大于1MeV的中子)注量、快中子注量率、材料辐照温度、材料加工工艺(板材、锻材、焊缝)以及压力容器钢中Cu、P、Ni、Mn、Si元素的质量百分比含量。所有参数带入计算公式后即可得到材料脆化程度△RT_NDT。△RT_NDT表达式由稳定基体缺陷(MD)表达式和沉淀机理(SC或CRP)表达式两部分合成，当Cu含量高于0.072时使用公式(3)，当Cu含量小于等于0.072时使用公式(4)。

△RT_NDT是表征压力容器材料的韧脆转变温度受到环境影响的升高量。可以使用计算出的△RT_NDT核对核电站监督试验获得的△T_41J的准确性，对监督试验进行评估。也可以通过对△RT_NDT的预测计算推算随堆运行后的反应堆压力容器的调整参考温度(ART)，从而辅助判断反应堆压力容器的安全性。也可以使用CM-1201模型估算寿期内RPV的安全性。

利用RPV材料辐照脆化数据对计算公式进一步验证。验证结果显示该模型计算结果与监督实测数据有较好的一致性，如图1所示。CM-1201模型能够反映出核电厂RPV材料在随堆运行环境中的脆化趋势。

与已发表的文章《低铜合金反应堆压力容器钢辐照脆化预测评估模型》(原子能科学技术2009年12月)中的计算公式相比，本发明所提供的计算模型公式的准确性和稳定性更高。这可以从本发明的图1和文章中的附图比对得出。这两幅图分别反映的是两种公式计算结果与实际RPV辐照脆化数据的符合程度。从图中可以看出，两组公式都能一定程度上反映出RPV材料的辐照脆化趋势。但是，本发明的图1反映的计算结果更好。

实施例

核电厂使用A508-III材料作为反应堆压力容器材料，设计使用寿命为40满功率年，寿期末许用调整参考温度ART为85℃。材料具体化学成分见表1。经检测未经过辐照的A508-III母材由夏比冲击试验测得的T_41J为-47℃，RT_NDT＝-20℃，RT_NDT的测量精度为σ_I＝7℃，压力容器在长时间随堆运行后T_41J温度变为-20℃。压力容器的制造工艺为锻造。反应堆满功率情况下平均运行温度为290℃。经过20个满功率年运行后，经监督实验测定压力容器距离内表面1/4壁厚处快中子注量为2.99×10¹⁹n/cm²，中子注量率为3.95×10¹⁰n/(cm².sec)，材料的夏比冲击试验测得的T_41J为2℃。

表1 A508-III母材化学成分(wt％)

元素

C

Si

Mn

P

S

Cr

Ni

Mo

V

含量

0.19

0.17

1.41

0.0035

0.002

0.12

0.74

0.48

0.002

元素

Cu

Co

As

Sn

Sb

Al

B

Fe

含量

0.04

0.006

0.003

<0.002

0.0007

0.016

0.0003

Bal.

公式输入参数包括：Cu＝0.04，P＝0.0035，Ni＝0.74，Mn＝1.41，Si＝0.17，制备工艺为锻压，φ＝3.95×10¹⁰n/(cm².sec)，φt＝2.99×10¹⁹n/cm²，T_c＝290℃。将以上参数带入公式计算得：

ΔRT_NDT＝17.9℃

实验测得未辐照材料T_41J＝-47℃

辐照后材料T_41J＝-21℃

ΔT_41J＝26℃

计算与实际测量误差为8℃

8℃<22℃，误差在模型的95％的置信区间以内，所以计算值与实测值相互印证，认为结果较为可信。

若核电厂寿期末许用调整参考温度ART为85℃，考虑使用模型计算ΔRT_NDT预测材料性能。则根据公式测算相对应的核电站压力容器在40年的寿期末承受中子注量为5.98×10¹⁹n/cm²，其它条件不变。考虑到反应堆压力容器寿期末安全性以及反应堆延寿使用的情况，计算如下：

通过CM-1201预测40EFPY寿期末时，ΔRT_NDT＝25.3℃

又，初始RT_NDT＝-20℃

σ_I＝7℃

σ_Δ＝11℃(模型标准偏差)

安全预度

ART＝RT_NDT(初始值)+ΔRT_NDT+M(安全裕度)＝31.4℃31.4℃<85℃(寿期末许用调整参考温度ART为85℃)，所以在40个满功率年后压力容器材料使用状态良好，安全可用。并且在寿期末有望再实现反应堆延寿使用。

以上内容是结合优选的实施例对本发明所做的具体说明，不能认定本发明的具体实施方式仅限于这些说明。显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。

Claims (1)

1.一种反应堆压力容器辐照脆化预测评估方法，其特征在于：通过如下模型公式，确定压力容器材料的脆化程度△RT_NDT，

${\mathrm{\&Delta;RT}}_{NDT}=\left(\begin{array}{cc}MD+SC& forCu\&le;0.072\\ MD+CRP& forCu>0.072\end{array}\right)$

$MD=A(1-0.0032723T_c)(1+6.130{\mathrm{PMn}}^{2.471})\sqrt{{\mathrm{\&phi;t}}_e}$

CRP＝B(1+3.769Ni^1.191)(1+0.05625T_c)^1.100f(Cu_e,P)g(Cu_e,Ni,φt_e)

SC＝C(1+3.769Ni^1.191)(1+0.05625T_c)^1.100h(Ni,φt_e)(Mn·Si)^3.5

$f({\mathrm{Cu}}_e,P)=\left(\begin{array}{cc}0& forCu\&le;0.072\\ {({\mathrm{Cu}}_e-0.072)}^{0.6679}& forCu>0.072andP\&le;0.008\\ {\&lsqb;{\mathrm{Cu}}_e-0.072+1.359(P-0.008)\&rsqb;}^{0.6679}& forCu>0.072andP>0.008\end{array}\right)$

g(Cu_e,Ni,φt_e)＝0.5+0.5tanh{[log₁₀(φt_e)+1.1390Cu_e-0.4483Ni-18.12025]/0.6287}

h(Ni,φt_e)＝0.5+0.5tanh{[log₁₀(φt_e)-0.4483Ni-19.5675]/0.6287}

以上公式中的Cu、P、Ni、Mn、Si指受辐射的压力容器材料中的铜、磷、镍、锰、硅元素的质量百分比含量，

T_c指反应堆满功率运行情况下一回路冷却水温度，

φ为辐照的平均快中子注量率，

t为反应堆满功率运行时间，

φt为压力容器材料受到的快中子注量。