本發(fā)明屬于核電技術(shù)領(lǐng)域，更具體地說，本發(fā)明涉及一種核電站監(jiān)測(cè)與評(píng)估反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷的方法。

背景技術(shù)：

反應(yīng)堆壓力容器是核電站核島內(nèi)最為關(guān)鍵的大型設(shè)備之一，主要功能是包容和支承堆芯核燃料組件、控制組件、堆內(nèi)構(gòu)件和反應(yīng)堆冷卻劑的鋼制承壓容器。它長(zhǎng)期服役于強(qiáng)輻照、高溫、高壓環(huán)境，其中中子輻照損傷是其主要失效方式之一，具體表現(xiàn)為反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照脆化過程中強(qiáng)度升高、韌性下降，材料硬化。

為了確保反應(yīng)堆壓力容器運(yùn)行的安全性，目前主要通過采用傳統(tǒng)的輻照監(jiān)督方法對(duì)其輻照損傷程度進(jìn)行監(jiān)控與評(píng)價(jià)，其具體實(shí)施方法如下：

(1)在核電站首次裝料運(yùn)行之前，在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)部安裝4到6根輻照監(jiān)督管，每根輻照監(jiān)督管內(nèi)裝有一定數(shù)量的拉伸、沖擊等力學(xué)性能試樣；

(2)根據(jù)輻照監(jiān)督大綱，利用核電站換料檢修的機(jī)會(huì)，定期從反應(yīng)堆壓力容器中抽取出輻照監(jiān)督管，安裝輻照防護(hù)要求包裝后長(zhǎng)途運(yùn)輸至定點(diǎn)的熱室機(jī)構(gòu)，解剖取出拉伸、沖擊等試樣開展力學(xué)性能測(cè)試，獲得輻照監(jiān)督試樣的鋼輻照后的強(qiáng)度與韌性力學(xué)性能數(shù)據(jù)；

(3)根據(jù)上述力學(xué)性能數(shù)據(jù)分析反應(yīng)堆壓力容器鋼的輻照損傷程度，進(jìn)而開展反應(yīng)堆壓力容器的結(jié)構(gòu)完整性評(píng)價(jià)、適時(shí)調(diào)整反應(yīng)堆系統(tǒng)的運(yùn)行參數(shù)等。

以上傳統(tǒng)輻照監(jiān)督方法具有以下缺點(diǎn)：

(1)受限于反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)部空間限制，裝載的輻照監(jiān)督管數(shù)量十分有限，由于現(xiàn)有技術(shù)不能實(shí)現(xiàn)運(yùn)行一段時(shí)間后再補(bǔ)充安裝輻照監(jiān)督管，因此必須在首次裝料運(yùn)行前一次性裝載完畢，這種方式不能完全滿足將來核電站延壽時(shí)對(duì)反應(yīng)堆壓力容器的輻照監(jiān)督要求；

(2)目前國內(nèi)僅有四川與北京兩處具備熱室機(jī)構(gòu)，輻照監(jiān)督管從反應(yīng)堆壓力容器中抽取出后，必須從核電站長(zhǎng)途跨省遠(yuǎn)距離運(yùn)輸至定點(diǎn)熱室機(jī)構(gòu)，由于輻照監(jiān)督管具有非常高的強(qiáng)放射性，因此運(yùn)輸過程中安保要求非常高、運(yùn)輸成本非常大、周期較長(zhǎng)；

(3)由于輻照監(jiān)督試樣的力學(xué)性能測(cè)試屬于破壞性試驗(yàn)，因此測(cè)試完成后將產(chǎn)生大量放射性廢物，后續(xù)三廢處理量較大，成本較高；

(4)因輻照監(jiān)督試樣來源于堆芯區(qū)鍛件的余料，因此這種方式僅能從整體上監(jiān)控反應(yīng)堆壓力容器堆芯區(qū)輻照的損傷程度，不具備監(jiān)控反應(yīng)堆壓力容器其他零部件，尤其是特定位置的輻照損傷程度；

(5)不具備實(shí)現(xiàn)監(jiān)控反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷的能力，僅可獲得某些特定時(shí)間點(diǎn)(取決于輻照監(jiān)督管抽取時(shí)間)反應(yīng)堆壓力容器鋼的輻照損傷程度。

有鑒于此，確有必要提供一種經(jīng)濟(jì)、環(huán)保、安全、高效的核電站監(jiān)測(cè)與評(píng)估反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷的方法。

技術(shù)實(shí)現(xiàn)要素：

本發(fā)明的發(fā)明目的在于：提供一種經(jīng)濟(jì)、環(huán)保、安全、高效的核電站監(jiān)測(cè)與評(píng)估反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷的方法。

為了實(shí)現(xiàn)上述發(fā)明目的，本發(fā)明提供一種核電站監(jiān)測(cè)與評(píng)估反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷的方法，其包括以下步驟：

s1、安全閾值確定：確定并記錄反應(yīng)堆壓力容器的無延性轉(zhuǎn)變溫度的上限臨界值(rtndt)上限和上平臺(tái)能量的下限臨界值(use)下限；

s2、實(shí)時(shí)監(jiān)測(cè)：核電站正常運(yùn)行期間，測(cè)得任意時(shí)間點(diǎn)反應(yīng)堆壓力容器監(jiān)測(cè)部位輻照損傷后的磁化率χ；

s3、分析計(jì)算：根據(jù)實(shí)時(shí)測(cè)得的磁化率χ，計(jì)算反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷過程中的實(shí)時(shí)無延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實(shí)時(shí)上平臺(tái)能量use、實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度rm和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度rp0.2；

s4、安全評(píng)估：基于磁化率的下降速率和獲得的實(shí)時(shí)無延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實(shí)時(shí)上平臺(tái)能量use、實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度rm和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度rp0.2，對(duì)反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷程度進(jìn)行分析評(píng)估。

作為本發(fā)明核電站監(jiān)測(cè)與評(píng)估反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷的方法的一種改進(jìn)，所述無延性轉(zhuǎn)變溫度上限臨界值(rtndt)上限和上平臺(tái)能量下限臨界值(use)下限根據(jù)核電站所在國家的核安全法規(guī)要求、核電站運(yùn)行時(shí)所采用的核安全大綱、反應(yīng)堆壓力容器的具體部位確定而得到。

作為本發(fā)明核電站監(jiān)測(cè)與評(píng)估反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷的方法的一種改進(jìn)，基于實(shí)時(shí)測(cè)得的所述磁化率χ，根據(jù)公式(1)至公式(4)計(jì)算反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷過程中的實(shí)時(shí)無延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實(shí)時(shí)上平臺(tái)能量use、實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度rm和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度rp0.2：

rtndt＝a1+b1·χ(1)

use＝a2+b2·χ(2)

rm＝a3+b3·χ(3)

rp0.2＝a4+b4·χ(4)

其中，a1的取值范圍為450～680，b1的取值范圍為-18～-35；

a2的取值范圍為270～420，b2的取值范圍為45～75；

a3和a4的取值范圍為1200～2000，b3和b4的取值范圍為-80～-135。

作為本發(fā)明核電站監(jiān)測(cè)與評(píng)估反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷的方法的一種改進(jìn)，所述a1與b1、a2與b2、a3與b3、a4與b4的取值可分別通過反應(yīng)堆壓力容器鋼未輻照初始狀態(tài)的磁化率(χ)初始與無延性轉(zhuǎn)變溫度(rtndt)初始、上平臺(tái)能量(use)初始、抗拉強(qiáng)度(rm)初始和屈服強(qiáng)度(rp0.2)初始，并結(jié)合傳統(tǒng)的輻照監(jiān)督試樣力學(xué)性能試驗(yàn)加以確定或修正。

作為本發(fā)明核電站監(jiān)測(cè)與評(píng)估反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷的方法的一種改進(jìn)，所述磁化率(χ)初始的測(cè)試過程為：在所述反應(yīng)堆壓力容器安裝到位之后，在核電站首次裝料運(yùn)行之前，測(cè)得所述反應(yīng)堆壓力容器鋼的初始磁化率(χ)初始。

作為本發(fā)明核電站監(jiān)測(cè)與評(píng)估反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷的方法的一種改進(jìn)，所述(rtndt)初始、(use)初始、(rm)初始和(rp0.2)初始可從反應(yīng)堆壓力容器設(shè)備制造廠提供的設(shè)備完工報(bào)告中查詢獲得。

作為本發(fā)明核電站監(jiān)測(cè)與評(píng)估反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷的方法的一種改進(jìn)，所述a1、a2、a3和a4，b1、b2、b3和b4的取值影響因素包括：反應(yīng)堆壓力容器鋼的材料中合金元素成分含量、材料的缺陷分布類型及數(shù)量濃度、材料制造時(shí)的實(shí)際熱處理工藝，以及核電站運(yùn)行期間反應(yīng)堆堆芯中子輻照?qǐng)瞿茏V的大小特征。

作為本發(fā)明核電站監(jiān)測(cè)與評(píng)估反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷的方法的一種改進(jìn)，當(dāng)獲得的實(shí)時(shí)無延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt<(rtndt)上限，且實(shí)時(shí)上平臺(tái)能量use>(use)下限時(shí)，將所述實(shí)時(shí)無延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實(shí)時(shí)上平臺(tái)能量use、實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度rm和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度rp0.2作為分析輸入?yún)?shù)，對(duì)反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷過程中的結(jié)構(gòu)完整性進(jìn)行安全評(píng)估或壽命預(yù)測(cè)。

作為本發(fā)明核電站監(jiān)測(cè)與評(píng)估反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷的方法的一種改進(jìn)，預(yù)先設(shè)定磁化率下降速率的預(yù)警值，在獲得的實(shí)時(shí)無延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt<(rtndt)上限，且實(shí)時(shí)上平臺(tái)能量use>(use)下限時(shí)，當(dāng)實(shí)時(shí)測(cè)得的磁化率下降速率超過預(yù)設(shè)的預(yù)警值時(shí)，對(duì)反應(yīng)堆壓力容器開展進(jìn)一步的安全評(píng)估論證。當(dāng)磁化率下降速率超過預(yù)警值時(shí)，則反映出核電站運(yùn)行出現(xiàn)異常，反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照脆化程度加快，需要開展進(jìn)一步的安全評(píng)估論證。

作為本發(fā)明核電站監(jiān)測(cè)與評(píng)估反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷的方法的一種改進(jìn)，所述磁化率下降速率的預(yù)警值≥1％/年。

作為本發(fā)明核電站監(jiān)測(cè)與評(píng)估反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷的方法的一種改進(jìn)，當(dāng)獲得的實(shí)時(shí)無延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt≥(rtndt)上限，或?qū)崟r(shí)上平臺(tái)能量use≤(use)下限時(shí)，對(duì)反應(yīng)堆壓力容器開展全面的安全評(píng)估論證。

相對(duì)于現(xiàn)有技術(shù)，本發(fā)明核電站監(jiān)測(cè)與評(píng)估反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷的方法具有以下有益技術(shù)效果：

(1)根據(jù)磁化率與力學(xué)性能參數(shù)的函數(shù)關(guān)系，可實(shí)現(xiàn)對(duì)反應(yīng)堆壓力容器鋼損傷程度的實(shí)時(shí)監(jiān)測(cè)，并結(jié)合磁化率的下降速率，雙重監(jiān)測(cè)保證壓力容器在運(yùn)行過程中的安全性；

(2)由于反應(yīng)堆壓力容器鋼的磁化率測(cè)試是無損的，因此在核電站全壽期，包括未來延壽運(yùn)行期間可無限次測(cè)試獲取數(shù)據(jù)，實(shí)現(xiàn)實(shí)時(shí)監(jiān)測(cè)；

(3)測(cè)試設(shè)備及操作不需要特殊的輻射安全防護(hù)要求，且對(duì)設(shè)備外界空間基本無要求，安全性較好，尤其是不產(chǎn)生放射性廢物，基本無三廢處理需求；

(4)可同時(shí)監(jiān)控反應(yīng)堆壓力容器多個(gè)位置的輻照損傷程度，尤其適用于監(jiān)控在役檢查時(shí)發(fā)現(xiàn)的微裂紋或疑似微裂紋的萌生、擴(kuò)展行為。

具體實(shí)施方式

為了使本發(fā)明的發(fā)明目的、技術(shù)方案及其技術(shù)效果更加清晰，以下結(jié)合具體實(shí)施方式，對(duì)本發(fā)明進(jìn)行進(jìn)一步詳細(xì)說明。應(yīng)當(dāng)理解的是，本說明書中描述的具體實(shí)施方式僅僅是為了解釋本發(fā)明，并非為了限定本發(fā)明。

目前，核電站的反應(yīng)堆壓力容器鋼多采用錳鎳鉬低合金鋼材料，而通過實(shí)驗(yàn)研究表明：該材料的磁化率在中子輻照過程中的變化率在一定條件下呈現(xiàn)出較好的規(guī)律，且與該材料的輻照損傷程度有較好的相關(guān)性。因此，可通過監(jiān)測(cè)反應(yīng)堆壓力容器運(yùn)行服役過程中反應(yīng)堆壓力容器鋼的磁化率來分析獲得反應(yīng)堆壓力容器鋼力學(xué)性能的變化情況，進(jìn)而評(píng)估反應(yīng)堆壓力容器的輻照損傷程度，可用于開展反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷過程中的結(jié)構(gòu)完整性的安全評(píng)價(jià)、壽命預(yù)測(cè)等工作。

實(shí)施例1

一種核電站監(jiān)測(cè)與評(píng)估反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷的方法，其包括以下步驟：

核電站首次裝料運(yùn)行之前，測(cè)得反應(yīng)堆壓力容器鋼監(jiān)測(cè)部位的初始磁化率(χ)初始＝11.42，并從反應(yīng)堆壓力容器鋼設(shè)備制造廠提供的設(shè)備完工報(bào)告中查詢并記錄未輻照初始狀態(tài)的無延性轉(zhuǎn)變溫度(rtndt)初始＝241k、上平臺(tái)能量(use)初始＝335j、抗拉強(qiáng)度(rm)初始＝483mpa和屈服強(qiáng)度(rp0.2)初始＝591mpa。

s1、安全閾值確定：確定并記錄反應(yīng)堆壓力容器的無延性轉(zhuǎn)變溫度上限臨界值(rtndt)上限＝366k和上平臺(tái)能量下限臨界值(use)下限＝68j。

上述臨界閾值的具體數(shù)值取決于所監(jiān)測(cè)的核電站所在國家的核安全法規(guī)要求、核電站運(yùn)行時(shí)所采用的核安全大綱以及反應(yīng)堆壓力容器的具體部位等。本專利中提供的具體數(shù)值來源于美國核管會(huì)導(dǎo)則rg1.99(1988版)對(duì)反應(yīng)堆壓力容器堆芯段位置母材的要求。

s2、實(shí)時(shí)監(jiān)測(cè)：核電站正常運(yùn)行20年后，測(cè)得反應(yīng)堆壓力容器鋼監(jiān)測(cè)部位輻照損傷后的磁化率χ＝10.15，相比于上一年度，磁化率下降速率為0.56％/年。

s3、分析計(jì)算：根據(jù)公式(1)至公式(4)計(jì)算反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷過程中的實(shí)時(shí)無延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實(shí)時(shí)上平臺(tái)能量use、實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度rm和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度rp0.2：

rtndt＝a1+b1·χ(1)

use＝a2+b2·χ(2)

rm＝a3+b3·χ(3)

rp0.2＝a4+b4·χ(4)

其中，a1的取值范圍為450～680，b1的取值范圍為-18～-35；

a2的取值范圍為270～420，b2的取值范圍為45～75；

a3和a4的取值范圍為1200～2000，b3和b4的取值范圍為-80～-135。

根據(jù)反應(yīng)堆壓力容器鋼的材料合金元素成分含量、材料的缺陷分布類型及數(shù)量濃度、材料制造時(shí)的實(shí)際熱處理工藝，以及核電站運(yùn)行期間反應(yīng)堆堆芯中子輻照?qǐng)瞿茏V大小特征的影響，并結(jié)合反應(yīng)堆壓力容器鋼初始狀態(tài)的磁化率(χ)初始與無延性轉(zhuǎn)變溫度(rtndt)初始、上平臺(tái)能量(use)初始、抗拉強(qiáng)度(rm)初始和屈服強(qiáng)度(rp0.2)初始，以及該反應(yīng)堆早期的輻照監(jiān)督試樣測(cè)試數(shù)據(jù)加以修正后確定，a1取值534，b1取值-25，a2取值-342，b2取值59，a3取值1756，b3取值-102，a4取值1743，b4取值-110。因此，公式(1)至公式(4)為：

rtndt＝534-25χ(1)

use＝-342+59χ(2)

rm＝1756-102χ(3)

rp0.2＝1743-110χ(4)

在測(cè)得的實(shí)時(shí)磁化率χ＝10.15時(shí)，可計(jì)算出實(shí)時(shí)無延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實(shí)時(shí)上平臺(tái)能量use、實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度rm和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度rp0.2：

rtndt＝534-25×10.15＝280k

use＝-342+59×10.15＝257j

rm＝1756-102×10.15＝721mpa

rp0.2＝1743-110×10.15＝627mpa。

s4、安全評(píng)估：

rtndt＝280k<(rtndt)上限＝366k，同時(shí)，use＝257j>(use)下限＝68j，所以將上述計(jì)算出的實(shí)時(shí)無延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實(shí)時(shí)上平臺(tái)能量use、實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度rm和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度rp0.2作為分析輸入?yún)?shù)，對(duì)反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷過程中其結(jié)構(gòu)完整性進(jìn)行安全評(píng)估或壽命預(yù)測(cè)；具體過程與傳統(tǒng)的輻照監(jiān)督分析方法相同。

預(yù)先設(shè)定的磁化率下降速率的預(yù)警值為1％/年，本實(shí)施例中磁化率χ下降速率為0.56％/年，低于安全預(yù)警值1％/年，因此無需對(duì)反應(yīng)堆壓力容器開展進(jìn)一步的安全評(píng)估論證。

對(duì)比例1

為驗(yàn)證本發(fā)明核電站監(jiān)測(cè)與評(píng)估反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷的方法的有效性，取具有相同輻照損傷程度(一般指具有相同的中子輻照累積注量)的傳統(tǒng)的反應(yīng)堆壓力容器輻照監(jiān)督試樣進(jìn)行破壞性力學(xué)性能試驗(yàn)，實(shí)測(cè)并獲得其實(shí)時(shí)無延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實(shí)時(shí)上平臺(tái)能量use、實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度rm和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度rp0.2。

表1列出了實(shí)施例1與對(duì)比例1得出的實(shí)時(shí)無延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實(shí)時(shí)上平臺(tái)能量use、實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度rm和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度rp0.2。

表1

通過表1可以看出，實(shí)施例1采用本發(fā)明核電站監(jiān)測(cè)與評(píng)估反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷的方法計(jì)算得到的實(shí)時(shí)無延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實(shí)時(shí)上平臺(tái)能量use、實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度rm和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度rp0.2的數(shù)值與對(duì)比例1實(shí)測(cè)值非常接近；偏差值均在可接受的范圍之內(nèi)，不會(huì)對(duì)后續(xù)反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷的安全評(píng)價(jià)帶來影響，而且由于反應(yīng)堆壓力容器鋼的磁化率測(cè)試是無損的，因此在核電站全壽期以及未來延壽運(yùn)行期間可無限次測(cè)試獲取數(shù)據(jù)。再結(jié)合磁化率的下降速率，雙重監(jiān)測(cè)，可保證壓力容器在運(yùn)行過程中的安全性。

結(jié)合以上對(duì)本發(fā)明的詳細(xì)描述可以看出，相對(duì)于現(xiàn)有技術(shù)，本發(fā)明至少具有以下有益技術(shù)效果：

(1)根據(jù)磁化率對(duì)力學(xué)性能參數(shù)的函數(shù)關(guān)系，可實(shí)現(xiàn)對(duì)反應(yīng)堆壓力容器鋼損傷程度的實(shí)時(shí)監(jiān)測(cè)，并結(jié)合磁化率的下降速率，雙重監(jiān)測(cè)保證壓力容器在運(yùn)行過程中的安全性；

(2)由于反應(yīng)堆壓力容器鋼的磁化率測(cè)試是無損的，因此在核電站全壽期，包括未來延壽運(yùn)行期間可無限次測(cè)試獲取數(shù)據(jù)，實(shí)現(xiàn)實(shí)時(shí)監(jiān)測(cè)；

(3)測(cè)試設(shè)備及操作不需要特殊的輻射安全防護(hù)要求，且對(duì)設(shè)備外界空間基本無要求，安全性較好，尤其是不產(chǎn)生放射性廢物，基本無三廢處理需求；

(4)可同時(shí)監(jiān)控反應(yīng)堆壓力容器多個(gè)位置的輻照損傷程度，尤其適用于監(jiān)控在役檢查時(shí)發(fā)現(xiàn)的微裂紋或疑似微裂紋的萌生、擴(kuò)展行為。

根據(jù)上述原理，本發(fā)明還可以對(duì)上述實(shí)施方式進(jìn)行適當(dāng)?shù)淖兏托薷?。因此，本發(fā)明并不局限于上面揭示和描述的具體實(shí)施方式，對(duì)本發(fā)明的一些修改和變更也應(yīng)當(dāng)落入本發(fā)明的權(quán)利要求的保護(hù)范圍內(nèi)。此外，盡管本說明書中使用了一些特定的術(shù)語，但這些術(shù)語只是為了方便說明，并不對(duì)本發(fā)明構(gòu)成任何限制。