CN107481776A - 评估核电站反应堆压力容器中子辐照损伤的方法和装置 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种评估反应堆压力容器中子辐照损伤的方法和装置，通过测得反应堆压力容器钢的初始电阻率和实时获取任意时间点的所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤后的电阻率来计算反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量；并根据所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量分析评估所述反应堆压力容器的辐照损伤度。该方法和装置经济、环保、安全、高效，能实时监控反应堆压力容器多个部位以及某些特定部位的辐照损伤程度。

Description

评估核电站反应堆压力容器中子辐照损伤的方法和装置

技术领域

本发明涉及核电站反应堆压力容器安全运行领域，尤其涉及一种用于评估核电站反应堆压力容器中子辐照损伤的方法和装置。

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。其长期服役于强辐照、高温、高压环境。其中，中子辐照损伤(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)是其主要失效方式之一。

为了确保反应堆压力容器运行的安全性，对其辐照损伤注量进行监测与评价是常用的方法之一。具体实施步骤如下：(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载裂变剂量探测器，通常包括U²³⁸和Np²³⁷两种裂变剂量探测元件，然后将探测元件分别封装到钛盒内，钛盒再装入氮化硼盒内，然后氮化硼盒再整体装入辐照监督管内。(2)根据辐照监督大纲制定的辐照监督管抽取计划，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，然后按照辐照防护要求包装后长途运输至定点的热室机构，切割解剖取出裂变剂量探测器，然后在热室内对其成分的变化等开展分析化验，进而计算获得裂变剂量探测器所接受的中子辐照损伤注量。(3)根据辐照监督管的超前因子，换算得到反应堆压力容器本体的中子辐照损伤注量，进而对反应堆压力容器的运行开展后续安全评价工作。

但上述现有方法具有如下缺点：

(1)裂变剂量探测器(U²³⁸和Np²³⁷)属于放射源，其生产、运输、销售等均需要专业资质，目前我国尚不能生产，国外也仅有比利时可向我国民用核电供货，采购成本非常高，后续运输、按照等也极其麻烦；

(2)不能直接获得反应堆压力容器本体的辐照损伤注量，需通过超前因子换算，存在一定的误差，当超前因子较大时，该误差愈加明显，届时得到的中子辐照损伤注量的代表性较差；

(3)由于辐照监督管的数量非常有限，其通常只有4～6根，且必须在首次装料运行前一次性装载完毕，现有技术也不能实现运行一段时间后再补充安装辐照监督管，未来核电站延寿时该问题愈加突出，相应的裂变剂量探测器数量也只有4～6个，因此通过这种方法不能连续获得反应堆压力容器钢的中子辐照损伤注量；同时由于辐照监督官抽取、运输、切割解剖、裂变剂量探测器化验分析等工作至少需要1年时间，因此通过该方法获得反应堆压力容器钢的中子辐照损伤注量在时间上也存在明显的滞后性。

(4)裂变剂量探测器属于一次性产品，且使用之后具有较强的放射性，同时在分析化验环节也产生大量放射性废物，后续三废处理量较大，成本较高；

(5)上述方法仅能从整体上监控反应堆压力容器堆芯区的中子辐照损伤注量，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注量。

因此有必要提供一种经济、环保、安全、高效，能实时监测反应堆压力容器多个部位辐照损伤的核电站反应堆压力容器中子辐照损伤评估方法。

发明内容

针对上述传统辐照监督方法监控与评价反应堆压力容器钢辐照损伤程度方法中存在的多种问题，本发明提供了一种经济、环保、安全、高效，能实时监测反应堆压力容器多个部位以及某些特定部位辐照损伤的核电站反应堆压力容器中子辐照损伤评估方法和装置。

本发明就上述技术问题而提出的技术方案如下：

一方面，提供一种评估核电站反应堆压力容器中子辐照损伤的方法，其包括如下步骤：

S1、建立基准：测得反应堆压力容器钢的初始电阻率ρ₀；

S2、实时监测：在核电站正常运行期间，实时获取任意时间点的所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤后的电阻率ρ；

S3、分析计算：基于实时监测所得的所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤后的电阻率ρ计算所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量；

S4、安全评估：依据所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量分析评估所述反应堆压力容器的辐照损伤度。

优选的，步骤S1中，所述初始电阻率ρ₀的测得过程为：在反应堆压力容器安装到位之后，并在核电站首次装料运行之前，测得所述反应堆压力容器钢的初始电阻率ρ₀。

优选的，步骤S3中，基于公式(1)计算所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量，所述公式(1)为：

Φ＝(a*ρ+b)^1/2+c (1)；

其中，所述Φ为反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量；a、b、c均为比例系数。

优选的，对于特定的核电站与反应堆压力容器，所述a、b以及c可通过传统的辐照监督测试数据加以确定或者修正。

优选的，步骤S4中的安全评估过程为：将所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量Φ作为分析输入参数，根据所述分析输入参数对所述反应堆压力容器的辐照损伤度进行安全评估。

优选的，所述根据所述分析输入参数对所述反应堆压力容器的辐照损伤度进行安全评估的步骤包括：设置预设条件，当所述分析输入参数的数值满足所述预设条件时，发出预警。

另一方面，还提供了一种评估核电站反应堆压力容器中子辐照损伤的装置，其包括：

检测单元以及评估单元；

所述检测单元一端连接反应堆压力容器，用于检测反应堆压力容器钢的电阻率，另一端连接所述评估单元；

所述评估单元用于根据检测到的反应堆压力容器钢的电阻率计算得出所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量，并根据所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量对所述反应堆压力容器的辐照损伤度进行安全评估。

优选的，所述评估单元包括：

存储单元，用于存储所述检测单元检测到的反应堆压力容器钢的电阻率；

计算单元，用于根据所述检测到的反应堆压力容器钢的电阻率计算得出所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量；

以及判断单元，用于根据所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量来对所述反应堆压力容器的辐照损伤度进行安全评估。

优选的，所述反应堆压力容器钢的电阻率包括：在所述反应堆压力容器安装到位之后，并在核电站首次装料运行之前，测得的所述反应堆压力容器钢的初始电阻率ρ0，以及在核电站正常运行期间，实时测得的任意时间点的所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤后的电阻率ρ。

优选的，所述根据所述检测到的反应堆压力容器钢的电阻率计算得出所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量的过程包括：基于公式(1)计算所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量，所述公式(1)为：

Φ＝(a*ρ+b)^1/2+c (1)；

其中，所述Φ为反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量；a、b、c均为比例系数。

优选的，在所述判断单元中设置预设条件，将所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量作为分析输入参数输入所述判断单元，当所述分析输入参数的数值满足所述预设条件时，所述判断单元发出预警。

优选的，还包括显示单元，所述显示单元连接所述评估单元，用于显示所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量以及对所述反应堆压力容器辐照损伤度进行安全评估的结果。

本发明的技术方案具有如下技术效果：

(1)可实时、在线、连续测试核电站运行期间反应堆压力容器钢的电阻率变化，并实时计算获得出反应堆压力容器钢的中子辐损伤注量数据；

(2)由于反应堆压力容器钢的物理性能测试是无损的，因此在核电站全寿期，包括未来延寿运行期间可无限次测试获取数据；

(3)测试设备及操作不需要特殊的辐射安全防护要求，且对设备外界空间基本无要求，成本低廉、安全性较好，尤其是不产生放射性废物，基本无三废处理需求；

(4)可同时监测反应堆压力容器多个位置的中子辐照损伤注量。

附图说明

为了更清楚地说明本发明实施例中的技术方案，下面将对实施例描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。

图1是本发明实施例一提供的评估核电站反应堆压力容器中子辐照损伤的方法步骤流程图；

图2是本发明实施例一提供的电阻率与中子辐照损伤注量的曲线图；

图3是本发明实施例二提供的评估反应堆压力容器中子辐照损伤的装置结构示意图。

具体实施方式

本发明针对现有反应堆压力容器辐照损伤监督技术中存在的：裂变剂量探测器(U²³⁸和Np²³⁷)难活的、成本高；由于可装载的辐照监督管数量的限制，不能对反应堆压力容器进行多部位的检测，不能满足未来核电站延寿时对反应堆压力容器辐照监督的要求；辐照监督管运输时安保要求高、辐照监督试样测试时放射性防护要求高、成本高以及周期长，后续三废处理压力大；以及不能监控反应堆压力容器特定部位的辐照损伤程度等问题，旨在提供一种经济、环保、安全、高效，能实时监测反应堆压力容器多个部位以及某些特定部位辐照损伤的核电站反应堆压力容器中子辐照损伤评估方法以及装置。其核心思想是：通过实验研究表明：现有的反应堆压力容器钢材料的电阻率在中子辐照过程中的变化率呈现出较好的规律性，且与该材料的辐照损伤注量有较好的相关性。因此，可通过监测反应堆压力容器运行服役过程中反应堆压力容器钢的电阻率来获得反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量，进而评估反应堆压力容器的辐照损伤程度，用于开展反应堆压力容器辐照损伤过程中的结构完整性的安全评价、寿命预测等工作。

实施例一：

图1示出了一种评估核电站反应堆压力容器中子辐照损伤的方法：

S1、建立基准：测得反应堆压力容器钢的初始电阻率ρ₀；具体的，可采用“四引线法(又称四点法或者四端法)”来测得反应堆压力容器堆芯区钢的初始电阻率ρ0，也可采用其它常规方法测得反应堆压力容器的初始电阻率ρ0；本实施例中，还可同时获得反应堆压力容器钢多个不同特定位置的初始电阻率ρ0；

S2、实时监测：在核电站正常运行期间，实时获取任意时间点的所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤后的电阻率ρ；具体的，可采用“四引线法(又称四点法或者四端法)”来测得反应堆压力容器辐照损伤后同一位置的实时电阻率ρ，也可采用其它常规方法测得反应堆压力容器钢辐照损伤后的电阻率ρ；对应的，当同时获得多个不同特定位置的初始电阻率ρ0时，还可实时获取每一特定位置上的实时电阻率ρ，即，对于同一特定位置而言，可获得其初始电阻率ρ0以及任意时间点的所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤后的电阻率ρ，由此，可连续、同时监测反应堆压力器多个特定位置的中子辐照损伤注量；

S3、分析计算：基于实时监测所得的所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤后的电阻率ρ计算所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量；具体的，基于公式

(1)计算所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量，所述公式(1)为：

Φ＝(a*ρ+b)^1/2+c (1)；

其中，所述Φ为反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量；a、b、c均为比例系数，且所述比例常数a的取值范围为0.005～0.1，b的取值范围为-0.1～-0.01，c的取值范围为-0.1～-0.01，具体的取值可根据反应堆压力容器钢初始状态的微观组织特征(如晶粒度、位错类型、数量、第二相分布特点等)以及核电站运行期间反应堆中子辐照场能谱等因素综合确定，对于特定的核电站与反应堆压力容器，上述a、b以及c可通过传统的辐照监督测试数据(如通过裂变剂量探测器(U²³⁸和Np²³⁷)获得的测试数据)加以确定或者修正。

下面采用一具体的实施例来说明上述计算过程，对于某特定核电站的反应堆压力容器而言，测得其某一位置在运行前的初始电阻率ρ₀为3.06×10^-7Ω·m，初始中子辐照损伤注量Φ₀为0；

所述核电站运行约20年时，测定同一位置的电阻率ρ为3.29×10^-7Ω·m，进一步的，将上述ρ₀与Φ₀代入公式(1)中，可得到a、b与c三个系数之间的定量影响关系(3.06a+b)^1/2+c＝0。

进一步的，考虑反应堆压力容器钢初始状态的微观组织特征和核电站运行期间反应堆中子辐照场能谱的影响因素后，确定a、b、c分别取值为0.02，-0.06，-0.035。

在此基础上，根据公式(1)计算得到中子辐照损伤注量Φ＝(0.02ρ-0.06)^1/2-0.035＝(0.02×3.29-0.06)^1/2-0.035＝0.0412dpa(以下简称计算值)。

而与此同时，通过传统的辐照监督测试数据(如通过裂变剂量探测器(U²³⁸和Np²³⁷)，抽取辐照监督管获得的测试数据)得到同一反应堆压力容器在同一时刻、相同位置的中子辐照损伤注量Φ’为0.0409dpa(以下简称实测值)。

可以看出，本通过本发明的公式(1)获取的中子辐照损伤注量计算值与通过传统方法测得的中子辐照损伤注量实测值非常接近，其偏差值完全在可接受的范围之内，不会对后续反应堆压力容器辐照损伤的安全评价带来影响。同时，从图2中可以看出，反应堆压力容器钢辐照损伤过程中，其电阻率变化与其所接受的中子辐照损伤注量呈现出较好的吻合性，可通过电阻率变化极好的反映出反应堆压力容器钢辐照损伤过程中的中子辐照损失注量。

需要说明的是，本发明中通过公式(1)计算获得中子辐照损伤注量的方案为发明人通过反复验证，并付出创造性劳动获得，是本发明点的重要发明点之一，现有技术中并无相同或类似方案被公开。

进一步的，步骤S4中的安全评估过程为：将所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量Φ作为分析输入参数，根据所述分析输入参数对所述反应堆压力容器的辐照损伤度进行安全评估，所述安全评估包括结构完整性安全评价、寿命预测等。更为具体的，所述根据所述分析输入参数对所述反应堆压力容器的辐照损伤度进行安全评估的步骤包括：设置预设条件，当所述分析输入参数的数值满足所述预设条件时，发出预警。

实施例二：

参见图3，本发明还示出了一种评估核电站反应堆压力容器中子辐照损伤的装置，其包括：

检测单元1、评估单元2以及显示单元3；

所述检测单元1一端连接反应堆压力容器，用于检测反应堆压力容器钢的电阻率，另一端连接所述评估单元2；其中，所述反应堆压力容器钢的电阻率包括：在所述反应堆压力容器安装到位之后，并在核电站首次装料运行之前，测得的所述反应堆压力容器钢的初始电阻率ρ0，以及在核电站正常运行期间，实时测得的任意时间点的所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤后的电阻率ρ；

所述评估单元2用于根据所述检测到的反应堆压力容器钢的电阻率计算得出所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量，并根据所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量对所述反应堆压力容器的辐照损伤度进行安全评估；

所述显示单元3连接所述评估单元2，用于显示所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量以及对所述反应堆压力容器辐照损伤度进行安全评估的结果。

具体的，所述评估单元2包括：

存储单元21，用于存储所述检测单元检测到的反应堆压力容器钢的电阻率；

计算单元22，用于根据所述检测到的反应堆压力容器钢的电阻率计算得出所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量；计算过程与实施例一相同，在此不再赘述；

以及判断单元23，用于根据所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量来对所述反应堆压力容器的辐照损伤度进行安全评估，具体的，可在所述判断单元中设置预设条件，将所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量作为分析输入参数输入所述判断单元，当所述分析输入参数的数值满足所述预设条件时，所述判断单元发出预警。

需要说明的是，上述本发明实施例一、二中的技术特征可进行任意组合，且组合而成的技术方案均属于本发明的保护范围。

综上所述，本发明提供了一种评估反应堆压力容器中子辐照损伤的方法和装置，其可实时、在线、连续测试核电站运行期间反应堆压力容器钢的电阻率变化，并实时计算获得出反应堆压力容器钢的中子辐损伤注量数据；由于反应堆压力容器钢的物理性能测试是无损的，因此在核电站全寿期，包括未来延寿运行期间可无限次测试获取数据；测试设备及操作不需要特殊的辐射安全防护要求，且对设备外界空间基本无要求，成本低廉、安全性较好，尤其是不产生放射性废物，基本无三废处理需求；可同时监测反应堆压力容器多个位置的中子辐照损伤注量。

以上所述仅为本发明的较佳实施例，并不用以限制本发明，凡在本发明的精神和原则之内，所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (12)

1.一种评估核电站反应堆压力容器中子辐照损伤的方法，其特征在于，包括如下步骤：

S1、建立基准：测得反应堆压力容器钢的初始电阻率ρ₀；

S2、实时监测：在核电站正常运行期间，实时获取任意时间点的所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤后的电阻率ρ；

S3、分析计算：基于实时监测所得的所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤后的电阻率ρ计算所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量；

S4、安全评估：依据所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量分析评估所述反应堆压力容器的辐照损伤度。

2.如权利要求1所述的方法，其特征在于，步骤S1中，所述初始电阻率ρ₀的测得过程为：在反应堆压力容器安装到位之后，并在核电站首次装料运行之前，测得所述反应堆压力容器钢的初始电阻率ρ₀。

3.如权利要求1所述的方法，其特征在于，步骤S3中，基于公式(1)计算所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量，所述公式(1)为：

Φ＝(a*ρ+b)^1/2+c (1)；

其中，所述Φ为反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量；a、b、c均为比例系数。

4.如权利要求3所述的方法，其特征在于，对于特定的核电站与反应堆压力容器，所述a、b以及c可通过传统的辐照监督测试数据加以确定或者修正。

5.如权利要求4所述的方法，其特征在于，步骤S4中的安全评估过程为：将所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量Φ作为分析输入参数，根据所述分析输入参数对所述反应堆压力容器的辐照损伤度进行安全评估。

6.如权利要求5所述的方法，其特征在于，所述根据所述分析输入参数对所述反应堆压力容器的辐照损伤度进行安全评估的步骤包括：设置预设条件，当所述分析输入参数的数值满足所述预设条件时，发出预警。

7.一种评估核电站反应堆压力容器中子辐照损伤的装置，其特征在于，其包括：检测单元以及评估单元；

所述检测单元一端连接反应堆压力容器，用于检测反应堆压力容器钢的电阻率，另一端连接所述评估单元；

所述评估单元用于根据检测到的反应堆压力容器钢的电阻率计算得出所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量，并根据所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量对所述反应堆压力容器的辐照损伤度进行安全评估。

8.如权利要求7所述的装置，其特征在于，所述评估单元包括：

存储单元，用于存储所述检测单元检测到的反应堆压力容器钢的电阻率；

计算单元，用于根据所述检测到的反应堆压力容器钢的电阻率计算得出所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量；

以及判断单元，用于根据所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量来对所述反应堆压力容器的辐照损伤度进行安全评估。

9.如权利要求8所述的装置，其特征在于，所述反应堆压力容器钢的电阻率包括：在所述反应堆压力容器安装到位之后，并在核电站首次装料运行之前，测得的所述反应堆压力容器钢的初始电阻率ρ₀，以及在核电站正常运行期间，实时测得的任意时间点的所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤后的电阻率ρ。

10.如权利要求9所述的装置，其特征在于，所述根据所述检测到的反应堆压力容器钢的电阻率计算得出所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量的过程包括：基于公式(1)计算所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量，所述公式(1)为：

Φ＝(a*ρ+b)^1/2+c (1)；

其中，所述Φ为反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量；a、b、c均为比例系数。

11.如权利要求10所述的装置，其特征在于，在所述判断单元中设置预设条件，将所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量作为分析输入参数输入所述判断单元，当所述分析输入参数的数值满足所述预设条件时，所述判断单元发出预警。

12.如权利要求7-11任一项所述的装置，其特征在于，还包括显示单元，所述显示单元连接所述评估单元，用于显示所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量以及对所述反应堆压力容器辐照损伤度进行安全评估的结果。