CN107146646B

CN107146646B - 核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法

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Publication number: CN107146646B
Application number: CN201710320578.9A
Authority: CN
Inventors: 束国刚; 李承亮; 陈骏; 段远刚; 刘飞华
Original assignee: China General Nuclear Power Corp; China Nuclear Power Engineering Co Ltd; Shenzhen China Guangdong Nuclear Engineering Design Co Ltd
Current assignee: China General Nuclear Power Corp; China Nuclear Power Engineering Co Ltd; Shenzhen China Guangdong Nuclear Engineering Design Co Ltd
Priority date: 2017-05-09
Filing date: 2017-05-09
Publication date: 2018-12-04
Anticipated expiration: 2037-05-09
Also published as: CN107146646A

Abstract

本发明公开了一种核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法，其包括以下步骤：1)实时监测反应堆压力容器钢同一监测部位的剩余磁化强度M_R，根据实时剩余磁化强度M_R相对于未辐照初始状态的剩余磁化强度(M_R)_初始的剩余磁化强度变化率ΔM_R，计算反应堆压力容器钢辐照损伤过程中的实时RT_NDT、实时USE、实时R_m和实时R_p0.2；2)基于实时RT_NDT、实时USE、实时R_m和实时R_p0.2，对反应堆压力容器钢辐照损伤程度进行分析评估。相对于现有技术，本发明经济、环保、安全、高效，不仅可实时监测，而且数据精确，测试操作的安全性好，可同时监控反应堆压力容器多个位置的辐照损伤程度。

Description

核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法

技术领域

本发明属于核电技术领域，更具体地说，本发明涉及一种核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法。

背景技术

反应堆压力容器是核电站核岛内最为关键的大型设备之一，主要功能是包容和支承堆芯核燃料组件、控制组件、堆内构件和反应堆冷却剂的钢制承压容器。它长期服役于强辐照、高温、高压环境，其中中子辐照损伤是其主要失效方式之一，具体表现为反应堆压力容器钢辐照脆化过程中强度升高、韧性下降，材料硬化。

为了确保反应堆压力容器运行的安全性，目前主要通过采用传统的辐照监督方法对其辐照损伤程度进行监控与评价，其具体实施方法如下：

(1)在核电站首次装料运行之前，在反应堆压力容器内部安装4到6根辐照监督管，每根辐照监督管内装有一定数量的拉伸、冲击等力学性能试样；

(2)根据辐照监督大纲，利用核电站换料检修的机会，定期从反应堆压力容器中抽取出辐照监督管，安装辐照防护要求包装后长途运输至定点的热室机构，解剖取出拉伸、冲击等试样开展力学性能测试，获得辐照监督试样的钢辐照后的强度与韧性力学性能数据；

(3)根据上述力学性能数据分析反应堆压力容器钢的辐照损伤程度，进而开展反应堆压力容器的结构完整性评价、适时调整反应堆系统的运行参数等。

以上传统辐照监督方法具有以下缺点：

(1)受限于反应堆压力容器内部空间限制，装载的辐照监督管数量十分有限，由于现有技术不能实现运行一段时间后再补充安装辐照监督管，因此必须在首次装料运行前一次性装载完毕，这种方式不能完全满足将来核电站延寿时对反应堆压力容器的辐照监督要求；

(2)目前国内仅有四川与北京两处具备热室机构，辐照监督管从反应堆压力容器中抽取出后，必须从核电站长途跨省远距离运输至定点热室机构，由于辐照监督管具有非常高的强放射性，因此运输过程中安保要求非常高、运输成本非常大、周期较长；

(3)由于辐照监督试样的力学性能测试属于破坏性试验，因此测试完成后将产生大量放射性废物，后续三废处理量较大，成本较高；

(4)因辐照监督试样来源于堆芯区锻件的余料，因此这种方式仅能从整体上监控反应堆压力容器堆芯区辐照的损伤程度，不具备监控反应堆压力容器其他零部件，尤其是特定位置的辐照损伤程度；

(5)不具备实现监控反应堆压力容器钢辐照损伤的能力，仅可获得某些特定时间点(取决于辐照监督管抽取时间)反应堆压力容器钢的辐照损伤程度。

有鉴于此，确有必要提供一种经济、环保、安全、高效，可实现实时、多次、无损监测的核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法。

发明内容

本发明的发明目的在于：克服现有技术的不足，提供一种经济、环保、安全、高效，可实现实时、多次监测而且无损的核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法。

为了实现上述发明目的，本发明提供一种核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法，其包括以下步骤：

1)实时监测核电站正常运行期间的反应堆压力容器钢同一监测部位的剩余磁化强度M_R，根据实时剩余磁化强度M_R相对于未辐照初始状态的剩余磁化强度(M_R)_初始的剩余磁化强度变化率ΔM_R，计算反应堆压力容器钢辐照损伤过程中的实时无延性转变温度RT_NDT、实时上平台能量USE、实时抗拉强度R_m和实时屈服强度R_p0.2；

2)基于获得的实时无延性转变温度RT_NDT、实时上平台能量USE、实时抗拉强度R_m和实时屈服强度R_p0.2，对反应堆压力容器钢辐照损伤程度进行分析评估。

作为本发明核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法的一种改进，所述剩余磁化强度变化率ΔM_R可根据公式(1)计算得出：

ΔM_R＝[M_R-(M_R)_初始]/(M_R)_初始 (1)。

作为本发明核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法的一种改进，所述剩余磁化强度变化率ΔM_R与实时无延性转变温度RT_NDT的变化率ΔRT_NDT、实时上平台能量USE的变化率ΔUSE、实时抗拉强度R_m的变化率ΔR_m和实时屈服强度R_p0.2的变化率ΔR_p0.2具有函数关系，表现为公式(2)至(5)：

ΔRT_NDT＝λ₁·ΔM_R (2)

ΔUSE＝λ₂·ΔM_R (3)

ΔR_m＝λ₃·ΔM_R (4)

ΔR_p0.2＝λ₄·ΔM_R (5)

其中，实时无延性转变温度RT_NDT的单位为K，实时上平台能量USE的单位为J，实时抗拉强度R_m和实时屈服强度R_p0.2的单位为MPa，λ₁的取值范围为0.42-0.86，λ₂的取值范围为0.65-1.35，λ₃的取值范围为0.51-1.39，λ₄的取值范围为0.51-1.39。

作为本发明核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法的一种改进，所述λ₁、λ₂、λ₃和λ₄的取值范围受反应堆压力容器钢材料的化学元素成分、材料的加工工艺、材料的缺陷分布类型、辐照温度，以及核电站运行期间反应堆堆芯中子辐照场能谱的大小特征的影响。

作为本发明核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法的一种改进，所述λ₁、λ₂、λ₃和λ₄可通过传统的辐照监督试样力学性能试验加以确定或修正。

作为本发明核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法的一种改进，基于已知的(RT_NDT)_初始、(USE)_初始、(R_m)_初始和(R_p0.2)_初始，以及计算得到的ΔRT_NDT、ΔUSE、ΔR_m和ΔR_p0.2，可得出实时无延性转变温度RT_NDT、实时上平台能量USE、实时抗拉强度R_m、实时屈服强度R_p0.2，表现为公式(6)至(9)：

RT_NDT＝(1-ΔRT_NDT)·(RT_NDT)_初始 (6)

USE＝(1+ΔUSE)·(USE)_初始 (7)

R_m＝(1-ΔR_m)·(R_m)_初始 (8)

R_p0.2＝(1-ΔR_p0.2)·(R_p0.2)_初始 (9)

其中，(RT_NDT)_初始为反应堆压力容器钢未辐照初始状态无延性转变温度，单位为K；

(USE)_初始为反应堆压力容器钢未辐照初始状态的上平台能量，单位为J；

(R_m)_初始为反应堆压力容器钢未辐照初始状态的抗拉强度，单位为MPa；

(R_p0.2)_初始为反应堆压力容器钢未辐照初始状态的屈服强度，单位为MPa。

作为本发明核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法的一种改进，所述(RT_NDT)_初始、(USE)_初始、(R_m)_初始和(R_p0.2)_初始均可从反应堆压力容器设备制造厂提供的设备完工报告中查询获得。

作为本发明核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法的一种改进，将所述实时无延性转变温度RT_NDT、实时上平台能量USE、实时抗拉强度R_m、实时屈服强度R_p0.2作为分析输入参数，对反应堆压力容器辐照损伤过程中的结构完整性进行安全评估或寿命预测。

相对于现有技术，本发明核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法具有以下有益技术效果：

(1)通过对反应堆压力容器钢进行实时剩余磁化强度的监测，可实现实时监控并评估压力容器的损伤程度，随时掌握反应容器的运行状态，保证整体的安全性；

(2)实时监控评估的全过程对反应堆压力容器不会产生任何损伤，并可实现多个监测部位的同时监测，即易于操作，出结果速度快，而且得出的数据精确，经济环保，可完全代替传统的辐照监督分析方法；

(3)整个监测评估的过程中不会接触和产生放射性物质，因此不需要特殊的辐射安全防护要求，安全性较好，基本无三废处理需求。

具体实施方式

为了使本发明的发明目的、技术方案及其技术效果更加清晰，以下结合具体实施方式，对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明，并非为了限定本发明。

实施例1

一种核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法，其包括以下步骤：

从反应堆压力容器钢设备制造厂提供的设备完工报告中查询并记录未辐照初始状态的无延性转变温度(RT_NDT)_初始＝241K、上平台能量(USE)_初始＝335J、抗拉强度(R_m)_初始＝591MPa和屈服强度(R_p0.2)_初始＝483MPa。

1)测得反应堆压力容器钢未辐照状态监测部位的初始剩余磁化强度(M_R)_初始＝1.33emu/g；核电站正常运行20年后，实时测得反应堆压力容器钢同一监测部位辐照损伤后的剩余磁化强度M_R＝0.99emu/g；根据公式(1)可得到实时剩余磁化强度M_R相对于未辐照初始状态的剩余磁化强度(M_R)_初始的剩余磁化强度变化率ΔM_R：

ΔM_R＝[M_R-(M_R)_初始]/(M_R)_初始 (1)

ΔM_R＝(0.99-1.33)/1.33＝-25.56％

经研究发现，当无延性转变温度的单位为K、上平台能量的单位为J、抗拉强度和屈服强度的单位为MPa时，剩余磁化强度变化率ΔM_R与实时无延性转变温度RT_NDT的变化率ΔRT_NDT、实时上平台能量USE的变化率ΔUSE、实时抗拉强度R_m的变化率ΔR_m和实时屈服强度R_p0.2的变化率ΔR_p0.2呈现出规律的函数关系，因此根据剩余磁化强度变化率ΔM_R可得到实时力学性能参数的数据，具体函数关系表现为公式(2)至(5)：

ΔRT_NDT＝λ₁·ΔM_R (2)

ΔUSE＝λ₂·ΔM_R (3)

ΔR_m＝λ₃·ΔM_R (4)

ΔR_p0.2＝λ₄·ΔM_R (5)

根据反应堆压力容器钢材料的化学元素成分、材料的加工工艺、材料的缺陷分布类型、辐照温度，以及核电站运行期间反应堆堆芯中子辐照场能谱的大小特征等这些因素，可大概确定出比例系数λ₁、λ₂、λ₃和λ₄的取值，再通过传统的辐照监督试样力学性能试验加以修正，最终得出λ₁＝0.62，λ₂＝0.95，λ₃＝0.87，λ₄＝1.10。所以，ΔRT_NDT、ΔUSE、ΔR_m和ΔR_p0.2的计算过程如下：

ΔRT_NDT＝0.62ΔM_R＝-15.85％

ΔUSE＝0.95ΔM_R＝-24.28％

ΔR_m＝0.87ΔM_R＝-22.24％

ΔR_p0.2＝1.10ΔM_R＝-28.12％

在已知(RT_NDT)_初始、(USE)_初始、(R_m)_初始和(R_p0.2)_初始，以及ΔRT_NDT、ΔUSE、ΔR_m和ΔR_p0.2的情况下，根据公式(6)至(9)可计算出本实施例中实时无延性转变温度RT_NDT、实时上平台能量USE、实时抗拉强度R_m、实时屈服强度R_p0.2：

RT_NDT＝(1-ΔRT_NDT)·(RT_NDT)_初始 (6)

USE＝(1+ΔUSE)·(USE)_初始 (7)

R_m＝(1-ΔR_m)·(R_m)_初始 (8)

R_p0.2＝(1-ΔR_p0.2)·(R_p0.2)_初始 (9)

因此，RT_NDT、USE、R_m和R_p0.2的具体计算过程如下：

RT_NDT＝[1-(-15.85％)]×241＝279.19K

USE＝[1+(-24.28％)]×335＝253.66J

R_m＝[1-(-22.24％)]×591＝722.42MPa

R_p0.2＝[1-(-28.12％)]×483＝618.8MPa

2)将上述计算出的实时无延性转变温度RT_NDT、实时上平台能量USE、实时抗拉强度R_m和实时屈服强度R_p0.2作为分析输入参数，对反应堆压力容器辐照损伤过程中的结构完整性进行安全评估或寿命预测；具体过程与传统的辐照监督分析方法相同。

对比例1

为验证本发明核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法的有效性，取具有相同辐照损伤程度(一般指具有相同的中子辐照累积注量)的传统的反应堆压力容器辐照监督试样进行破坏性力学性能试验，实测并获得其实时无延性转变温度RT_NDT、实时上平台能量USE、实时抗拉强度R_m和实时屈服强度R_p0.2。

表1列出了实施例1与对比例1得出的实时无延性转变温度RT_NDT、实时上平台能量USE、实时抗拉强度R_m和实时屈服强度R_p0.2的数值。

表1

通过表1可以看出，实施例1采用本发明核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法计算得到的实时无延性转变温度RT_NDT、实时上平台能量USE、实时抗拉强度R_m和实时屈服强度R_p0.2的数值分别为279.19K、253.66J、722.42Mpa和618.8Mpa，而对比例1实测的实时无延性转变温度RT_NDT、实时上平台能量USE、实时抗拉强度R_m和实时屈服强度R_p0.2的数值分别为274K、260J、717MPa和623MPa。

由此可见，实施例1计算出的数据与对比例1实测值非常接近，偏差均在6左右，偏差值均在可接受的范围之内，因此本发明核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法可代替传统的辐照监督分析方法，而且可实时监测，可适用于核电站的全寿期，同时对监测所需条件无特殊要求，监测成本低，更具实用性。

结合以上对本发明的详细描述可以看出，相对于现有技术，本发明核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法至少具有以下有益技术效果：

(1)通过对压力反应堆容器钢进行实时剩余磁化强度的监测，可实现实时监控并评估压力容器的损伤程度，随时掌握反应容器的运行状态，保证整体的安全性。

(2)实时监控评估的全过程对压力堆反应容器不会产生任何损伤，并可实现多个监测部位的同时监测，即易于操作，出结果速度快，而且得出的数据精确，经济环保，可完全代替传统的辐照监督分析方法。

根据上述原理，本发明还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本发明构成任何限制。

Claims

1.一种核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法，其特征在于，包括以下步骤：

2.根据权利要求1所述核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法，其特征在于，所述剩余磁化强度变化率ΔM_R可根据公式(1)计算得出：

ΔM_R＝[M_R-(M_R)_初始]/(M_R)_初始 (1)。

3.根据权利要求2所述核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法，其特征在于，所述剩余磁化强度变化率ΔM_R与实时无延性转变温度RT_NDT的变化率ΔRT_NDT、实时上平台能量USE的变化率ΔUSE、实时抗拉强度R_m的变化率ΔR_m和实时屈服强度R_p0.2的变化率ΔR_p0.2具有函数关系，表现为公式(2)至(5)：

ΔRT_NDT＝λ₁·ΔM_R (2)

ΔUSE＝λ₂·ΔM_R (3)

ΔR_m＝λ₃·ΔM_R (4)

ΔR_p0.2＝λ₄·ΔM_R (5)

4.根据权利要求3所述核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法，其特征在于，所述λ₁、λ₂、λ₃和λ₄的取值范围受反应堆压力容器钢材料的化学元素成分、材料的加工工艺、材料的缺陷分布类型、辐照温度，以及核电站运行期间反应堆堆芯中子辐照场能谱的大小特征的影响。

5.根据权利要求3所述核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法，其特征在于，所述λ₁、λ₂、λ₃和λ₄可通过传统的辐照监督试样力学性能试验加以确定或修正。

6.根据权利要求3所述核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法，其特征在于，基于已知的(RT_NDT)_初始、(USE)_初始、(R_m)_初始和(R_p0.2)_初始，以及计算得到的ΔRT_NDT、ΔUSE、ΔR_m和ΔR_p0.2，可得出实时无延性转变温度RT_NDT、实时上平台能量USE、实时抗拉强度R_m、实时屈服强度R_p0.2，表现为公式(6)至(9)：

RT_NDT＝(1-ΔRT_NDT)·(RT_NDT)_初始 (6)

USE＝(1+ΔUSE)·(USE)_初始 (7)

R_m＝(1-ΔR_m)·(R_m)_初始 (8)

R_p0.2＝(1-ΔR_p0.2)·(R_p0.2)_初始 (9)

7.根据权利要求6所述核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法，其特征在于，所述(RT_NDT)_初始、(USE)_初始、(R_m)_初始和(R_p0.2)_初始均可从反应堆压力容器设备制造厂提供的设备完工报告中查询获得。

8.根据权利要求6所述核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法，其特征在于，将所述实时无延性转变温度RT_NDT、实时上平台能量USE、实时抗拉强度R_m、实时屈服强度R_p0.2作为分析输入参数，对反应堆压力容器辐照损伤过程中的结构完整性进行安全评估或寿命预测。