[发明专利]核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法

说明书

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损伤监控方法。

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。它长期服役于强辐照、高温、高压环境，其中中子辐照损伤是其主要失效方式之一，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，材料硬化。

为了确保反应堆压力容器运行的安全性，目前主要通过采用传统的辐照监督方法对其辐照损伤程度进行监控与评价，其具体实施方法如下：

(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、冲击等力学性能试样；

(2)根据辐照监督大纲，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，安装辐照防护要求包装后长途运输至定点的热室机构，解剖取出拉伸、冲击等试样开展力学性能测试，获得辐照监督试样的钢辐照后的强度与韧性力学性能数据；

(3)根据上述力学性能数据分析反应堆压力容器钢的辐照损伤程度，进而开展反应堆压力容器的结构完整性评价、适时调整反应堆系统的运行参数等。

以上传统辐照监督方法具有以下缺点：

(1)受限于反应堆压力容器内部空间限制，装载的辐照监督管数量十分有限，由于现有技术不能实现运行一段时间后再补充安装辐照监督管，因此必须 在首次装料运行前一次性装载完毕，这种方式不能完全满足将来核电站延寿时对反应堆压力容器的辐照监督要求；

(2)目前国内仅有四川与北京两处具备热室机构，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；

(3)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；

(4)因辐照监督试样来源于堆芯区锻件的余料，因此这种方式仅能从整体上监控反应堆压力容器堆芯区辐照的损伤程度，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程度；

(5)不具备实现监控反应堆压力容器钢辐照损伤的能力，仅可获得某些特定时间点(取决于辐照监督管抽取时间)反应堆压力容器钢的辐照损伤程度。

有鉴于此，确有必要提供一种经济、环保、安全、高效的核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法。

发明内容

本发明的发明目的在于：提供一种经济、环保、安全、高效的核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法。

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损伤监控方法，其包括以下步骤：

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。

作为本发明核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法的一种改进，所述步骤S3中的强度参数包括实时抗拉强度R_m和实时屈服强度R_p0.2。

作为本发明核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法的一种改进，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。