CN109817356B - 一种基于磁化功参数监测rpv中子辐照损伤的方法和装置 - Google Patents

Abstract

本发明提供了一种基于磁化功参数监测RPV中子辐照损伤的方法和装置，监测方法包括步骤：S1、测试获取反应堆压力容器钢的初始磁化功W₀；S2、实时测试获取核电站正常运行期间的反应堆压力容器钢辐照损伤后的磁化功W；S3、根据初始磁化功W₀和磁化功W计算反应堆压力容器钢的中子辐照注量；S4、基于中子辐照损伤注量对反应堆压力容器辐照损伤的运行安全性进行评价。本发明提供的监测RPV中子辐照损伤的方法和装置，通过磁化功参数计算反应堆压力容器钢的中子辐照损伤注量数据，进而实现了反应堆压力容器辐照损伤运行安全性的实时、在线、连续与智能监测，具有良好的推广应用价值。

Description

一种基于磁化功参数监测RPV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技术领域，具体涉及一种基于磁化功参数监测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(简称：RPV)是核电站核岛内最为关键的大型设备之一，是一种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，并长期服役于强辐照、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：首先，在核电站首次装料运行之前，在反应堆压力容器内部安装辐照监督管，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组件，然后将探测组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。其次，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。最后，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。

然而，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，国外也仅有个别国家可向我国民用核电供货，采购成本非常高，后续运输、安装等也极其麻烦；

(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(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，后续三废处理量大，成本高；

(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，有必要提供一种基于磁化功参数监测反应堆压力容器中子辐照损伤的方法，克服上述现有方法的缺点。

发明内容

本发明针对上述现有技术中的问题，提供了一种基于磁化功参数监测反应堆压力容器中子辐照损伤的方法和装置，可连续、在线、智能、同时监测反应堆压力容器多个位置以及某些特定位置的中子辐照损伤，满足核电站反应堆压力容器的技术要求。

本发明用于解决以上技术问题的技术方案为：提供一种基于磁化功参数监测RPV中子辐照损伤的方法，包括步骤：

S1、测试获取反应堆压力容器钢的初始磁化功W₀；

S2、实时测试获取核电站正常运行期间的反应堆压力容器钢辐照损伤后的磁化功W；

S3、根据所述初始磁化功W₀和磁化功W计算反应堆压力容器钢的中子辐照注量；

S4、基于所述中子辐照损伤注量对反应堆压力容器辐照损伤的运行安全性进行评价。

本发明上述的监测RPV中子辐照损伤的方法中，步骤S3中，依据公式(1)计算所述中子辐照注量：

Φ＝a*exp(b*W)+c(1)；

其中，Φ为反应堆压力容器钢的中子辐照注量；a、b和c均为比例系数。

本发明上述的监测RPV中子辐照损伤的方法中，步骤S1中，在反应堆压力容器安装到位之后，核电站首次装料运行之前测试获得所述初始磁化功W₀。

本发明上述的监测RPV中子辐照损伤的方法中，步骤S3中，根据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确定所述比例系数a和b。

本发明上述的监测RPV中子辐照损伤的方法中，步骤S3中，将所述初始磁化功W₀和所述中子辐照注量Φ＝0代入公式(1)中计算得到所述比例系数c。

另一方面，提供一种基于磁化功参数监测RPV中子辐照损伤的装置，包括：

采集模块，安装在反应堆压力容器上，用于测试获取反应堆压力容器钢的初始磁化功W₀，还用于实时测试获取核电站正常运行期间的反应堆压力容器钢辐照损伤后的磁化功W；

监测模块，连接所述采集模块，用于根据所述初始磁化功W₀和磁化功W计算反应堆压力容器钢的中子辐照注量，并基于所述中子辐照损伤注量对反应堆压力容器辐照损伤的运行安全性进行评价。

本发明上述的监测RPV中子辐照损伤的装置中，所述监测模块包括连接所述采集模块的计算单元，所述计算单元用于依据公式(1)计算所述中子辐照注量：

Φ＝a*exp(b*W)+c (1)；

其中，Φ为反应堆压力容器钢的中子辐照注量；a、b和c均为比例系数。

本发明上述的监测RPV中子辐照损伤的装置中，所述采集模块用于在反应堆压力容器安装到位之后，核电站首次装料运行之前测试获得所述初始磁化功W₀。

本发明上述的监测RPV中子辐照损伤的装置中，所述计算单元还用于根据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确定所述比例系数a和b。

本发明上述的监测RPV中子辐照损伤的装置中，所述计算单元还用于将所述初始磁化功W₀和所述中子辐照注量Φ＝0代入公式(1)中计算得到所述比例系数c。

综上所述，本发明提供的一种基于磁化功参数监测RPV中子辐照损伤的方法和装置，通过测试获取核电站反应堆压力容器钢的磁化功参数，进而计算反应堆压力容器钢的中子辐照损伤注量数据，可实现反应堆压力容器辐照损伤运行安全性的实时、在线、智能、连续监测，同时能够实时监测反应堆压力容器多个位置以及某些特定位置的中子辐照损伤程度，克服了传统辐照监督分析方法中存在的问题；另一方面，由于反应堆压力容器钢的磁化功参数测试是无损的，因此在核电站全寿期(包括未来延寿运行期间)可无限次、在线测试获取数据；同时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，适合广泛推广应用。

附图说明

下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，附图中：

图1是本发明实施例一提供的监测方法的步骤流程示意图；

图2是本发明实施例一提供的辐照损伤注量与磁化功的函数关系曲线图；

图3是本发明实施例二提供的监测装置的结构示意图。

具体实施方式

为了使本领域技术人员能够更加清楚地理解本发明，下面将结合附图及具体实施例对本发明做进一步详细的描述。

针对现有技术中采用辐照监督管装载裂变剂量探测器对反应堆压力容器中子辐照损伤注量进行监控与评价的方法中存在的问题，本发明旨在提供一种基于磁化功参数监测RPV中子辐照损伤的方法和装置，其核心思想是：现有的反应堆压力容器钢均为锰-镍-钼低合金钢材料，实验研究表明，该材料的磁化功参数在中子辐照过程中的变化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吻合性。因此，可通过磁化功参数计算反应堆压力容器钢的中子辐照注量，进而可对反应堆压力容器辐照损伤的运行安全性进行实时监测，克服上述传统辐照监督分析方法中存在的问题。

实施例一

如图1所示，本发明实施例一提供的基于磁化功参数监测RPV中子辐照损伤的方法，包括步骤：

S1、测试获取反应堆压力容器钢的初始磁化功W₀；

具体的，步骤S1中，在反应堆压力容器安装到位之后，核电站首次装料运行之前测试获得所述初始磁化功W₀。需要说明的是，磁化功可以通过安装在反应堆压力容器外表面的磁性能测试仪器测试获取，其具体操作过程可以参考现有的实施方式，本实施例不再赘述。

S2、实时测试获取核电站正常运行期间的反应堆压力容器钢辐照损伤后的磁化功W；

需要说明的是，磁化功W的测试位置与初始磁化功W₀的测试位置一一对应；当选择反应堆压力容器的某一特定部位测量初始磁化功W₀和磁化功W时，即可对反应堆压力容器钢某些特定部位的辐照损伤进行监测；当选择反应堆压力容器钢的多个部位测量初始磁化功W₀和磁化功W时，即可对反应堆压力容器钢多个部位的辐照损伤同时进行监测，克服了传统辐照监督分析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的辐照损伤注量的问题。

S3、根据所述初始磁化功W₀和磁化功W计算反应堆压力容器钢的中子辐照注量；

具体的，步骤S2中，依据公式(1)计算所述中子辐照注量：

Φ＝a*exp(b*W)+c (1)；

公式(1)中，Φ为反应堆压力容器钢的中子辐照注量；a、b和c均为比例系数。其中，a的取值范围为-0.58～-1.23；b的取值范围为-0.00464～-0.00831；c的取值范围为0.09～0.19；

本实施例中，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、第二相分布特点等影响)和核电站运行期间反应堆中子辐照场能谱，确定所述比例系数a和b。对于特定的核电站与反应堆压力容器，也可通过传统的辐照监督裂变探测器测试数据加以修正，使得最终得到中子辐照损伤注量更能反映反映真实的辐照损伤变化情况，结果更加准确、具有代表性。

具体的，在需要计算某一特定核电站反应堆压力容器比例系数a和b时，因为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都是可测的，因此仅需将反应堆压力容器初始状态的晶粒度、位错类型、数量、第二相分布特点以及核电站运行期间反应堆中子辐照场能谱等作为分析输入参数，利用材料辐照损伤相场模拟计算的方法，即可计算出对应系数的取值。

需要说明的是,对于一个特定的反应堆压力容器材料,全寿命期间所述比例系数a和b基本保持不变。因此，在核电站全寿期，包括未来延寿运行期间均可无限次测试获得所述中子辐照注量Φ。

比例系数c取决于初始磁化功W₀，当获取所述初始磁化功W₀时，所述中子辐照注量Φ等于0，可将初始磁化功W₀和所述中子辐照注量Φ＝0代入公式(1)中计算得到所述比例系数c＝-a*exp(b*W₀)。

具体的，以一运行10年的核电站为例，测得其某一特定位置的初始磁化功W₀为246KJ/³，初始中子辐照损伤注量Φ₀为0；

将初始磁化功W₀、初始中子辐照损伤注量Φ₀代入公式(1)中，并综合考虑到各种影响因素后，确定a、b和c的取值分别为-0.77、-0.00671和0.15；

在此基础上，测定同一位置的磁化功W为342KJ/m³，根据公式(1)计算得到中子辐照损伤注量Φ＝0.15-0.77exp(-0.00671W)＝0.0724dpa。

与此同时，本实施例通过传统的辐照监督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为0.0798dpa。可以看出，通过本发明公式(1)计算获取的中子辐照损注量与通过传统方法测得的中子辐照注量实测值非常接近，其偏差完全在可接受的范围之内，能够精确的在后续反应堆压力容器辐照损上的运行安全性作出评价。

需要说明的是，本发明通过公式(1)获取磁化功参数与中子辐照损伤注量之间的定量关系为发明人通过反复验证，并付出创造性劳动获得，是本发明的重要发明点之一，现有技术中并无相同或类似方案被公开。

进一步地，监测RPV中子辐照损伤的方法还包括步骤：

S4、基于所述中子辐照损伤注量对反应堆压力容器的运行安全性进行评价。本实施例中，将所述中子辐照损伤注量Φ作为分析输入参数，即可对反应堆压力容器辐照损伤的运行安全性进行评价，所述运行安全性包括结构完整性安全评价和寿命预测等。具体评价方法可参考传统的辐照监督分析方法，本实施例不再赘述。

实施例二

如图3所示，本实施例提供一种基于磁化功参数监测RPV中子辐照损伤的装置，包括采集模块10和监测模块20，采集模块10安装在反应堆压力容器上，用于测试获取反应堆压力容器钢的初始磁化功W₀，还用于实时测试获取核电站正常运行期间的反应堆压力容器钢辐照损伤后的磁化功W；具体的，可采用现有的磁性能测试仪器安装在反应堆压力器容器外表面，用于在反应堆压力容器安装到位之后，核电站首次装料运行之前测试获得所述初始磁化功W₀。

监测模块20连接采集模块10，用于根据所述初始磁化功W₀和磁化功W计算反应堆压力容器钢的中子辐照注量，并基于所述中子辐照损伤注量对反应堆压力容器辐照损伤的运行安全性进行评价。

具体的，监测模块20包括计算单元21和判断单元22，计算单元21连接采集模块10，用于依据公式(1)计算所述中子辐照注量：

Φ＝a*exp(b*W)+c (1)；

其中，Φ为反应堆压力容器钢的中子辐照注量；a、b和c均为比例系数；计算单元21还用于根据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确定所述比例系数a和b，并将初始磁化功W₀和中子辐照注量Φ＝0代入公式(1)中计算得到所述比例系数c。

判断单元22连接计算单元21，用于将所述中子辐照损伤注量Φ作为分析输入参数，对反应堆压力容器辐照损伤的运行安全性进行评价。

进一步地，所述监测RPV中子辐照损伤的装置还包括连接判断单元22的存储模块30，存储模块30用于存储初始磁化功W₀、磁化功W、中子辐照注量Φ及其对应的反应堆压力容器辐照损伤的运行安全性评价结果，方便数据的存储与使用。

所属领域的技术人员可以清楚地了解到，为描述的方便和简洁，上述监测装置可以参考实施例一提供的监测方法对应的监测步骤，本实施例在此不再赘述。

综上所述，本发明提供了一种基于磁化功参数监测RPV中子辐照损伤的方法和装置，具有以下有益效果：

(1)通过测试核电站运行期间反应堆压力容器钢的磁化功参数，并实时计算反应堆压力容器钢的中子辐损伤注量数据，可实现反应堆压力容器辐照损伤实时、在线、连续、智能的运行安全性监测，同时能够实时监测反应堆压力容器多个位置以及某些特定位置的中子辐照损伤程度，克服了传统辐照监督分析方法中存在的问题；

(2)由于反应堆压力容器钢的磁化功参数测试是无损的，因此在核电站全寿期(包括未来延寿运行期间)可无限次、在线测试获取数据；

(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。

应当理解的是，对本领域普通技术人员来说，可以根据上述说明加以改进或变换，而所有这些改进和变换都应属于本发明所附权利要求的保护范围。

Claims (4)

1.一种基于磁化功参数监测RPV中子辐照损伤的方法，其特征在于，包括步骤：

S1、测试获取反应堆压力容器钢的初始磁化功W ₀ ；

S2、实时测试获取核电站正常运行期间的反应堆压力容器钢辐照损伤后的磁化功W；

S3、根据所述初始磁化功W ₀ 和磁化功W计算反应堆压力容器钢的中子辐照注量；依据公式（1）计算所述中子辐照注量：

Φ=a*exp（b*W）+c （1）；

其中，Φ为反应堆压力容器钢的中子辐照注量；a、b和c均为比例系数；

根据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确定所述比例系数a和b；

将所述初始磁化功W ₀ 和所述中子辐照注量Φ=0代入公式（1）中计算得到所述比例系数c；

S4、基于所述中子辐照损伤注量对反应堆压力容器辐照损伤的运行安全性进行评价。

2.根据权利要求1所述的监测RPV中子辐照损伤的方法，其特征在于，步骤S1中，在反应堆压力容器安装到位之后，核电站首次装料运行之前测试获得所述初始磁化功W ₀ 。

3.一种基于磁化功参数监测RPV中子辐照损伤的装置，其特征在于，包括：

采集模块，安装在反应堆压力容器上，用于测试获取反应堆压力容器钢的初始磁化功W ₀ ，还用于实时测试获取核电站正常运行期间的反应堆压力容器钢辐照损伤后的磁化功W；

监测模块，连接所述采集模块，用于根据所述初始磁化功W ₀ 和磁化功W计算反应堆压力容器钢的中子辐照注量，并基于所述中子辐照损伤注量对反应堆压力容器辐照损伤的运行安全性进行评价；所述监测模块包括连接所述采集模块的计算单元，所述计算单元用于依据公式（1）计算所述中子辐照注量：

Φ=a*exp（b*W）+c （1）；

其中，Φ为反应堆压力容器钢的中子辐照注量；a、b和c均为比例系数；

所述计算单元还用于根据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确定所述比例系数a和b；

所述计算单元还用于将所述初始磁化功W ₀ 和所述中子辐照注量Φ=0代入公式（1）中计算得到所述比例系数c。

4.根据权利要求3所述的监测RPV中子辐照损伤的装置，其特征在于，所述采集模块用于在反应堆压力容器安装到位之后，核电站首次装料运行之前测试获得所述初始磁化功W ₀ 。

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