[發明專利]核電站反應堆壓力容器輻照損傷監控方法

有效

• 申請號: 201611168421.0
• 申請日: 2016-12-16
• 公開（公告）號: CN106710648B
• 公開（公告）日: 2018-03-06
• 發明（設計）人: 李承亮;束國剛;陳駿;劉飛華;鄧小云;段遠剛
• 申請（專利權）人: 深圳中廣核工程設計有限公司;中廣核工程有限公司;中國廣核集團有限公司
• 主分類號: G21C17/003
• 分類號: G21C17/003
• 代理公司: 廣州三環專利商標代理有限公司44202
• 代理人: 王基才

技術領域

本發明屬于核電技術領域，更具體地說，本發明涉及一種核電站反應堆壓力容器輻照損傷監控方法。

背景技術

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

為了確保反應堆壓力容器運行的安全性，目前主要通過采用傳統的輻照監督方法對其輻照損傷程度進行監控與評價，其具體實施方法如下：

(1)在核電站首次裝料運行之前，在反應堆壓力容器內部安裝4到6根輻照監督管，每根輻照監督管內裝有一定數量的拉伸、沖擊等力學性能試樣；

(2)根據輻照監督大綱，利用核電站換料檢修的機會，定期從反應堆壓力容器中抽取出輻照監督管，安裝輻照防護要求包裝后長途運輸至定點的熱室機構，解剖取出拉伸、沖擊等試樣開展力學性能測試，獲得輻照監督試樣的鋼輻照后的強度與韌性力學性能數據；

(3)根據上述力學性能數據分析反應堆壓力容器鋼的輻照損傷程度，進而開展反應堆壓力容器的結構完整性評價、適時調整反應堆系統的運行參數等。

以上傳統輻照監督方法具有以下缺點：

(1)受限于反應堆壓力容器內部空間限制，裝載的輻照監督管數量十分有限，由于現有技術不能實現運行一段時間后再補充安裝輻照監督管，因此必須 在首次裝料運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對反應堆壓力容器的輻照監督要求；

(2)目前國內僅有四川與北京兩處具備熱室機構，輻照監督管從反應堆壓力容器中抽取出后，必須從核電站長途跨省遠距離運輸至定點熱室機構，由于輻照監督管具有非常高的強放射性，因此運輸過程中安保要求非常高、運輸成本非常大、周期較長；

(3)由于輻照監督試樣的力學性能測試屬于破壞性試驗，因此測試完成后將產生大量放射性廢物，后續三廢處理量較大，成本較高；

(4)因輻照監督試樣來源于堆芯區鍛件的余料，因此這種方式僅能從整體上監控反應堆壓力容器堆芯區輻照的損傷程度，不具備監控反應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)不具備實現監控反應堆壓力容器鋼輻照損傷的能力，僅可獲得某些特定時間點(取決于輻照監督管抽取時間)反應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濟、環保、安全、高效的核電站反應堆壓力容器輻照損傷監控方法。

發明內容

本發明的發明目的在于：提供一種經濟、環保、安全、高效的核電站反應堆壓力容器輻照損傷監控方法。

為了實現上述發明目的，本發明提供一種核電站反應堆壓力容器輻照損傷監控方法，其包括以下步驟：

S1、建立基準：核電站首次裝料運行之前，測得反應堆壓力容器鋼監測部位的初始納米壓痕硬度h₀；

S2、實時監測：核電站正常運行期間，測得任意時間點反應堆壓力容器鋼同一監測部位輻照損傷后的納米壓痕硬度h；

S3、分析計算：基于所述初始納米壓痕硬度h₀和任意時間點測得的納米壓痕硬度h，根據公式(1)計算反應堆壓力容器鋼輻照損傷過程中納米壓痕硬度變化率δ(h)：

δ(h)＝(h-h₀)/h₀(1)

并根據得出的納米壓痕硬度變化率δ(h)計算反應堆壓力容器鋼輻照損傷過程中的強度參數；

S4、安全評估：基于獲得的所述強度參數，對反應堆壓力容器鋼輻照損傷度進行分析評估。

作為本發明核電站反應堆壓力容器輻照損傷監控方法的一種改進，所述步驟S3中的強度參數包括實時抗拉強度R_m和實時屈服強度R_p0.2。

作為本發明核電站反應堆壓力容器輻照損傷監控方法的一種改進，根據公式(2)和公式(3)計算反應堆壓力容器鋼輻照損傷過程中的所述實時抗拉強度R_m的變化率δ(R_m)和實時屈服強度R_p0.2的變化率δ(R_p0.2)：

δ(R_m)＝λ₁·δ(h)(2)

δ(R_p0.2)＝λ₂·δ(h)(3)

其中，λ₁和λ₂為比例系數。