[发明专利]核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法

说明书

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。

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。