[发明专利]一种监控核电站反应堆压力容器辐照损伤的方法和装置

摘要

本发明公开了一种监控反应堆压力容器辐照损伤的方法和装置，通过测得反应堆压力容器钢的初始电阻率和实时获取任意时间点的所述反应堆压力容器钢辐照损伤后的电阻率来计算所述反应堆压力容器钢辐照损伤后电阻率的变化率；并根据所述辐照损伤后电阻率的变化率获得所述反应堆压力容器钢在辐照损伤中的宏观力学性能参数的变化情况；进而依据所述宏观力学性能参数分析评估所述反应堆压力容器的辐照损伤度。该方法和装置经济、环保、安全、高效，能实时监控反应堆压力容器多个部位(包括特定部位)的辐照损伤程度。

主权项

一种监控反应堆压力容器多个部位辐照损伤的方法，其特征在于，包括如下步骤：S1、建立基准：测得反应堆压力容器钢的初始电阻率ρ0；S2、实时监测：在核电站正常运行期间，实时获取任意时间点的所述反应堆压力容器钢辐照损伤后的电阻率ρ；S3、分析计算：基于所述初始电阻率ρ0和实时监测所得的所述反应堆压力容器钢辐照损伤后的电阻率ρ计算所述反应堆压力容器钢辐照损伤后电阻率的变化率δ(ρ)；并根据所述损伤后电阻率的变化率δ(ρ)获得所述反应堆压力容器钢在辐照损伤中的宏观力学性能参数；S4、安全评估：依据所述宏观力学性能参数分析评估所述反应堆压力容器的辐照损伤度；所述宏观力学性能参数为实时抗拉强度Rm、实时屈服强度Rp0.2、实时上平台能量USE以及实时无延性转变温度RTNDT中的至少一项；步骤S3中包括如下步骤：S3a、计算所述反应堆压力容器钢辐照损伤后电阻率的变化率δ(ρ)：依据公式(1)计算所述反应堆压力容器钢辐照损伤后电阻率的变化率δ(ρ)，其中所述公式(1)为：δ(ρ)＝(ρ‑ρ0)/ρ0   (1)S3b、依据公式(2‑1)‑(2‑4)计算所述反应堆压力容器钢在辐照损伤中实时抗拉强度Rm变化率δ(Rm)、实时屈服强度Rp0.2变化率δ(Rp0.2)、实时上平台能量USE变化率δ(USE)以及实时无延性转变温度RTNDT变化率δ(RTNDT)中的至少一项，其中所述公式(2‑1)‑(2‑4)分别为：δ(Rm)＝λ1·δ(ρ)   (2‑1)δ(Rp0.2)＝λ2·δ(ρ)   (2‑2)δ(USE)＝λ3·δ(ρ)   (2‑3)δ(RTNDT)＝λ4·δ(ρ)   (2‑4)其中：λ1，λ2，λ3以及λ4均为比例系数，通常取值范围为0.85‑1.35，其取值影响因素包括：反应堆压力容器钢初始状态的微观组织特征以及核电站运行期间反应堆中子辐照场的能谱；S3c、依据公式(3‑1)‑(3‑4)计算所述反应堆压力容器钢在辐照损伤中实时抗拉强度Rm、实时屈服强度Rp0.2、实时上平台能量USE以及实时无延性转变温度RTNDT中的至少一项，其中所述公式(3‑1)‑(3‑4)分别为：δ(Rm)＝[Rm‑(Rm)初始]/(Rm)初始   (3‑1)δ(Rp0.2)＝[Rp0.2‑(Rp0.2)初始]/(Rp0.2)初始   (3‑2)δ(USE)＝[USE‑(USE)初始]/(USE)初始   (3‑3)δ(RTNDT)＝[RTNDT‑(RTNDT)初始]/(RTNDT)初始   (3‑4)其中：(Rm)初始为反应堆压力容器钢初始状态的抗拉强度；(Rp0.2)初始为反应堆压力容器钢初始状态的屈服强度；(USE)初始为反应堆压力容器钢初始状态的上平台能量；(RTNDT)初始为反应堆压力容器钢初始状态的无延性转变温度；上述(Rm)初始、(Rp0.2)初始、(USE)初始以及(RTNDT)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。