[发明专利]核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法

权利要求书

1.一种核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法，其特征在于，包括以下步骤：

S1、建立基准：核电站首次装料运行之前，测得反应堆压力容器钢监测部位的初始纳米压痕硬度h₀；

S2、实时监测：核电站正常运行期间，测得任意时间点反应堆压力容器钢同一监测部位辐照损伤后的纳米压痕硬度h；

S3、分析计算：基于所述初始纳米压痕硬度h₀和任意时间点测得的纳米压痕硬度h，根据公式(1)计算反应堆压力容器钢辐照损伤过程中纳米压痕硬度变化率δ(h)：

δ(h)＝(h-h₀)/h₀ (1)

并根据得出的纳米压痕硬度变化率δ(h)计算反应堆压力容器钢辐照损伤过程中的强度参数；

S4、安全评估：基于获得的所述强度参数，对反应堆压力容器钢辐照损伤度进行分析评估。

2.根据权利要求1所述核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法，其特征在于，所述步骤S3中强度参数包括实时抗拉强度R_m和实时屈服强度R_p0.2。

3.根据权利要求2所述核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法，其特征在于，根据公式(2)和公式(3)计算反应堆压力容器钢辐照损伤过程中的所述实时抗拉强度R_m的变化率δ(R_m)和实时屈服强度R_p0.2的变化率δ(R_p0.2)：

δ(R_m)＝λ₁·δ(h) (2)

δ(R_p0.2)＝λ₂·δ(h)(3)

其中，λ₁和λ₂为比例系数。

4.根据权利要求3所述核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法，其特征在于，所述λ₁和λ₂的取值范围为0.75-2.25。

5.根据权利要求3所述核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法，其特征在于，所述λ₁和λ₂的取值影响因素包括：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。

6.根据权利要求3所述核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法，其特征在于，所述λ₁和λ₂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。

7.根据权利要求3-6中任一项所述核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法，其特征在于，基于所述实时抗拉强度R_m的变化率δ(R_m)和实时屈服强度R_p0.2的变化率δ(R_p0.2)，根据公式(4)和(5)计算实时抗拉强度R_m和实时屈服强度R_p0.2：

δ(R_m)＝[R_m-(R_m)_初始]/(R_m)_初始 (4)

δ(R_p0.2)＝[R_p0.2-(R_p0.2)_初始]/(R_p0.2)_初始 (5)

其中，(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；

(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。

8.根据权利要求7所述核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法，其特征在于，所述(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。

9.根据权利要求7所述核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法，其特征在于，将所述实时抗拉强度R_m或实时屈服强度R_p0.2作为分析输入参数，用于对反应堆压力容器辐照损伤过程中其结构完整性进行安全评估或寿命预测。