CN110349686B - 核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法，其包括以下步骤：1)获得反应堆压力容器钢初始状态的电磁性能参数值X₀和力学性能参数值Y₀；2)实时测试获得某个特定时间点的反应堆压力容器钢监测部位经辐照脆化后的电磁性能参数X；以及3)根据函数关系式δ(Y)＝A+B*exp[C*δ(X)]确定力学性能参数Y，其中，电磁性能变化率δ(X)＝|X‑X₀|/X₀，力学性能变化率δ(Y)＝|Y‑Y₀|/Y₀，A、B、C为计算系数。相对于现有技术，本发明核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法不仅可实现实时、多次无损测量，而且数据精确，测试操作的安全性好，还可同时监控反应堆压力容器多个位置的辐照脆化程度。

Description

核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法

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辐照脆化的监控方法。

背景技术

核安全是核电发展的前提与最高原则，反应堆压力容器辐照脆化问题是核安全的重要组成部分。反应堆压力容器是核电站核蒸汽供应系统的最关键设备之一，是核电站全寿期内唯一不可更换的大型设备，其安全服役寿命决定了核电站的运行寿命及经济性。反应堆压力容器的主要功能是支承堆芯燃料组件、控制组件、堆内构件与包容一回路冷却剂的钢制承压容器，是核岛堆芯放射性安全防护的第二道重要屏障。反应堆压力容器长期服役于强辐照、高温、高压、强流体冲刷的恶劣环境，中子辐照脆化引起材料性能劣化(主要表现为材料力学性能的抗拉强度升高、冲击韧性与断裂降低等现象)，进而导致反应堆压力容器可能发生脆性断裂破坏，成为反应堆压力容器的主要失效方式。

为确保核电站运行期间反应堆压力容器的安全性，需要定期对反应堆压力容器钢的中子辐照脆化程度进行监测，进而开展结构完整性评估，评估工作的设计输入是反应堆压力容器钢在中子辐照脆化过程中力学性能的变化。目前商用核电站主要通过辐照监督样品的方法对反应堆压力容器的辐照脆化程度进行监控与评价，其主要实施方法如下：

(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、断裂韧性等力学性能试样；

(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时间窗口，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，切割解剖取出力学性能试样，然后分别开展相应的力学性能测试，获得辐照监督试样的抗拉强度、冲击韧性、断裂韧性等力学性能数据；

(3)根据上述力学性能试验结果，并结合辐照监督样品的超前因子进行换算后用于开展反应堆压力容器的结构完整性评价、评估中子辐照脆化程度，适时调整反应堆压力容器运行参数，确保核电站的安全性。

上述步骤(2)中所述的辐照监督管抽取计划，一般而言是从运行的第3年开始抽取，在第13年将6根辐照监督管抽取完毕，超前因子基本保持在4.5～4.6，取值相对科学合理。

但是，随着核安全监管对反应堆压力容器辐照监督要求的愈加严格，以及核电站延寿论证工作提出的新挑战，实践经验表明，上述辐照监督方法存在不足与局限之处，主要有以下几个方面：

(1)由于不能直接获得反应堆压力容器本体的力学性能，需要通过超前因子进行换算，因此存在一定的误差。当超前因子较大时，该误差的放大效应愈加明显，届时得到的力学性能变化的代表性将较差。

(2)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安装完毕，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)，且每根辐照监督管装载的辐照监督样品数量也非常有限，因此反应堆压力容器服役期间不能实现连续监督与实时监督，同时也不能完全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。

(3)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；

(4)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；

(5)仅能从整体上监控反应堆压力容器环带区(指辐照脆化最严重的区域)的辐照脆化程度，不具备监控反应堆压力容器其他部位，尤其是跟踪特定位置辐照脆化程度变化的情况。

有鉴于此，确有必要提供一种准确、经济、环保、安全、高效的核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法。

发明内容

本发明的发明目的在于：提供一种准确、经济、环保、安全、高效的核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法。

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辐照脆化的监控方法，其包括以下步骤：

1)获得反应堆压力容器钢初始状态的电磁性能参数值X₀和力学性能参数值Y₀；

2)实时测试获得某个特定时间点的反应堆压力容器钢监测部位经辐照脆化后的电磁性能参数X；以及

3)根据函数关系式δ(Y)＝A+B*exp[C*δ(X)]确定力学性能参数Y，其中，电磁性能变化率δ(X)＝|X-X₀|/X₀，力学性能变化率δ(Y)＝|Y-Y₀|/Y₀，A、B、C为计算系数。

作为本发明核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法的一种改进，所述电磁性能参数为电阻率、起始磁化率、饱和磁化功中的任意一个，所述力学性能参数为实时抗拉强度R_m、实时上平台能量USE、韧脆转变温度RT_NDT、参考温度T₀中的任意一个。

作为本发明核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法的一种改进，所述反应堆压力容器钢初始状态的电磁性能参数值X₀、力学性能参数值Y₀由设备制造厂提供的完工报告中查阅相关数据获得。

作为本发明核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法的一种改进，对于特定的核电站与反应堆压力容器，计算系数A、B、C可通过传统的辐照监督试样力学性能试验加以确定或者修正，对于某一具体反应堆压力容器，在核电站运行全寿期内保持不变。

作为本发明核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法的一种改进，对于不同的电磁性能参数，计算系数A、B、C的取值需要分别确定。

作为本发明核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法的一种改进，计算系数A、B、C的取值受反应堆压力容器钢初始状态的微观组织特征、核电站运行期间反应堆中子辐照场能谱影响。

作为本发明核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法的一种改进，所述微观组织特征为晶粒度、位错类型、数量、第二相分布特点。

作为本发明核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法的一种改进，进一步包括4)根据获得的力学性能参数，开展反应堆压力容器辐照脆化过程中结构完整性的安全评价、寿命预测。

作为本发明核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法的一种改进，步骤2)中，在线、无损实时测试获得某个特定时间点的反应堆压力容器钢监测部位经辐照脆化后的电磁性能参数X

作为本发明核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法的一种改进，计算系数A、B、C通过经验参考法或计算法获得。

相对于现有技术，本发明核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法具有以下有益技术效果：

(1)可实时测试核电站运行期间反应堆压力容器钢的电磁性能，并实时计算获得出反应堆压力容器钢的力学性能变化数据；由于反应堆压力容器钢的电磁性能测试是无损的，次数不受限制，因此在核电站全寿期内，可实时、连续监测获得RPV服役时的辐照损伤注量与力学性能变化，也可用于未来核电站延寿运行期间的RPV辐照监督；

(2)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；

(3)可同时监控反应堆压力容器多个位置的辐照脆化程度，尤其是跟踪特定位置的辐照脆化程度的变化情况，如监控在役检查时发现的微裂纹或疑似微裂纹的萌生、扩展行为。

附图说明

下面结合附图和具体实施方式，对本发明核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法及其有益技术效果进行详细说明。

图1为本发明核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法中力学性能与电阻率的函数关系图，(a)-(d)依次为力学性能参数抗拉强度、上平台能量、韧脆转变温度、参考温度的变化率与电阻率的变化率两者之间的函数关系。

图2为本发明核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法中力学性能与起始磁化率的函数关系图，(a)-(d)依次为力学性能参数强度、上平台能量、韧脆转变温度、参考温度的变化率与起始磁化率的变化率两者之间的函数关系。

图3为本发明核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法中力学性能与饱和磁化功的函数关系图，(a)-(d)依次为力学性能参数强度、上平台能量、韧脆转变温度、参考温度的变化率与饱和磁化功的变化率两者之间的函数关系。

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。

本申请的发明人经过长期实验研究发现：核电站运行期间，反应堆压力容器钢在中子辐照脆化过程中，其材料电磁性能的变化率与力学性能的变化率之间存在关联性能，利用二者之间的函数关系，可以通过监测反应堆压力容器运行服役过程中材料的电磁性能的变化，预测出反应堆压力容器钢力学性能的(抗拉强度、上平台能量、韧脆转变温度及参考温度等)变化情况，进而评估反应堆压力容器的辐照脆化程度。

反应堆压力容器钢在中子辐照脆化过程中，其材料电磁性能的变化率与力学性能的变化率之间的函数表达式为：

δ(Y)＝A+B*exp[C*δ(X)]

其中，电磁性能变化率δ(X)＝|X-X₀|/X₀，力学性能变化率δ(Y)＝Y-Y₀/Y₀，A、B、C为计算系数，电磁性能为电阻率、起始磁化率或饱和磁化功三个参数中的任意一个，力学性能为抗拉强度、上平台能量、韧脆转变温度或参考温度四个参数中的任意一个。

其中，计算系数A、B、C的确定方法主要包括经验参考法和计算法，分别介绍如下：

1.经验参考法：目前，全世界商用反应堆压力容器材料按照材料合金成分体系不同，可划分为西方Mn-Ni-Mo合金钢与俄罗斯Cr-Mo-V合金钢两大类，其中，西方Mn-Ni-Mo合金钢材料牌号主要为SA508-III钢、SA538B钢等。对于同一材料牌号的反应堆压力容器材料，A、B、C参数数值相差较小，可参考同类牌号数值，结合传统辐照监督样品试验数据进行修正。

2.计算法：根据材料科学基础理论，采用大型专业计算程序，基于相场模拟、第一性原理、有限元模拟、MonteCarlo模拟等，根据材料原始化学成分、微观组织特征等进行理论计算，反复迭代后给出A、B、C参数的数值。

请参阅图1至图3，分别为本发明核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法中力学性能与电阻率、起始磁化率和饱和磁化功的函数关系图。

以下通过实施例说明力学性能的计算过程。

实施例1：上平台能量-电阻率

由图1(b)可知：

ΔUSE/USE₀＝0.59-0.54exp(-2.74Δρ/ρ₀) (4.1)

其中：ΔUSE＝USE₀-USE；Δρ＝ρ-ρ₀

说明：RPV钢辐照脆化过程中材料上平台能量是逐渐降低，因此这里定义ΔUSE＝USE₀-USE。

USE的单位为焦耳，ρ的单位为×10^-7欧姆·米。

对于本研究对象RPV钢，USE₀为335J，ρ₀为3.03×10^-7Ω·m，代入上述公式计算后得到USE＝137.01+2803.03exp(-0.90ρ)。

实施例2：参考温度-起始磁化率

由图2(d)知：

ΔT₀/T₀₀＝0.99-1.00exp(-4.27Δχ/χ₀) (4.2)

其中：ΔT₀＝T₀–T₀₀；Δχ＝χ₀-χ。

说明：RPV钢辐照脆化过程中材料参考温度是逐渐升高的，因此这里定义ΔT₀＝T₀–T₀₀；而起始磁化率是逐渐降低的，因此定义Δχ＝χ₀-χ。

T₀的单位为绝对温度，χ无量纲。

对于本研究对象RPV钢，T₀₀为203K，χ₀为11.406，代入上述公式计算后得到T₀＝404.97-2.84exp(0.37χ)。

实施例3：韧脆转变温度-饱和磁化功

由图3(c)知：

ΔRT_NDT/RT_NDT0＝0.94-0.89exp(-1.77ΔW/W₀) (4.3)

其中：ΔRT_NDT＝RT_NDT-RT_NDT0；ΔW＝W-W₀。

说明：RPV钢辐照脆化过程中材料韧脆转变温度是逐渐升高的，因此这里定义ΔRT_NDT＝RT_NDT-RT_NDT0。

RT_NDT的单位为绝对温度，W的单位为千焦/立方米。

对于本研究对象RPV钢，RT_NDT0为241K，W₀为246.3KJ/m³，代入上述公式计算后得到RT_NDT＝474.77-492.13exp(-0.0030W)。

表4.1采用预测统一模型表征反应堆压力容器钢力学性能变化率与电磁性能变化率两者关系模型的拟合精度，依次对应于图1至3。

图1至3中的正方形数据点为采用现有辐照监督方法辐照样品的实测数据，从图中可以看出，实测数据与预测曲线非常吻合，偏差非常小，完全满足核电站反应堆压力容器辐照脆化评估要求(安全余量一般是数倍关系)。

结合以上对本发明的详细描述可以看出，相对于现有技术，本发明至少具有以下有益技术效果：

(1)可实时测试核电站运行期间反应堆压力容器钢的电磁性能，并实时计算获得出反应堆压力容器钢的力学性能变化数据；由于反应堆压力容器钢的电磁性能测试是无损的，次数不受限制，因此在核电站全寿期内，可实时、连续监测获得RPV服役时的辐照损伤注量与力学性能变化，也可用于未来核电站延寿运行期间的RPV辐照监督；

(2)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；

(3)可同时监控反应堆压力容器多个位置的辐照脆化程度，尤其是跟踪特定位置的辐照脆化程度的变化情况，如监控在役检查时发现的微裂纹或疑似微裂纹的萌生、扩展行为。

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 (10)

1.一种核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法，其特征在于，包括以下步骤：

1)获得反应堆压力容器钢初始状态的电磁性能参数值X₀和力学性能参数值Y₀；

2)实时测试获得某个特定时间点的反应堆压力容器钢监测部位经辐照脆化后的电磁性能参数X；以及

3)根据函数关系式δ(Y)＝A+B*exp[C*δ(X)]确定力学性能参数Y，其中，电磁性能变化率δ(X)＝|X-X₀|/X₀，力学性能变化率δ(Y)＝|Y-Y₀|/Y₀，A、B、C为计算系数。

2.根据权利要求1所述核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法，其特征在于，所述电磁性能参数为电阻率、起始磁化率、饱和磁化功中的任意一个，所述力学性能参数为实时抗拉强度R_m、实时上平台能量USE、韧脆转变温度RT_NDT、参考温度T₀中的任意一个。

3.根据权利要求1所述核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法，其特征在于，所述反应堆压力容器钢初始状态的电磁性能参数值X₀、力学性能参数值Y₀由设备制造厂提供的完工报告中查阅相关数据获得。

4.根据权利要求1所述核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法，其特征在于，对于特定的核电站与反应堆压力容器，计算系数A、B、C可通过传统的辐照监督试样力学性能试验加以确定或者修正，对于某一具体反应堆压力容器，在核电站运行全寿期内保持不变。

5.根据权利要求1所述核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法，其特征在于，对于不同的电磁性能参数，计算系数A、B、C的取值分别确定。

6.根据权利要求1所述核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法，其特征在于，计算系数A、B、C的取值受反应堆压力容器钢初始状态的辐照敏感元素的成分、微观组织特征、核电站运行期间反应堆中子辐照场能谱影响。

7.根据权利要求6所述核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法，其特征在于，所述微观组织特征为晶粒度、位错类型、数量密度、第二相分布特点。

8.根据权利要求1至7中任一项所述核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法，其特征在于，进一步包括4)根据获得的力学性能参数，开展反应堆压力容器辐照脆化过程中结构完整性的安全评价、寿命预测。

9.根据权利要求1至7中任一项所述核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法，其特征在于，步骤2)中，在线、无损实时测试获得某个特定时间点的反应堆压力容器钢监测部位经辐照脆化后的电磁性能参数X。

10.根据权利要求1至7中任一项所述核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法，其特征在于，计算系数A、B、C通过经验参考法或计算法获得。

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