本發(fā)明屬于核電技術(shù)領(lǐng)域，更具體地說，本發(fā)明涉及一種核電站反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷監(jiān)控方法。

背景技術(shù)：

反應(yīng)堆壓力容器是核電站核島內(nèi)最為關(guān)鍵的大型設(shè)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(nèi)構(gòu)件和反應(yīng)堆冷卻劑的鋼制承壓容器。它長期服役于強(qiáng)輻照、高溫、高壓環(huán)境，其中中子輻照損傷是其主要失效方式之一，具體表現(xiàn)為反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照脆化過程中強(qiáng)度升高、韌性下降，材料硬化。

為了確保反應(yīng)堆壓力容器運(yùn)行的安全性，目前主要通過采用傳統(tǒng)的輻照監(jiān)督方法對其輻照損傷程度進(jìn)行監(jiān)控與評價(jià)，其具體實(shí)施方法如下：

(1)在核電站首次裝料運(yùn)行之前，在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)部安裝4到6根輻照監(jiān)督管，每根輻照監(jiān)督管內(nèi)裝有一定數(shù)量的拉伸、沖擊等力學(xué)性能試樣；

(2)根據(jù)輻照監(jiān)督大綱，利用核電站換料檢修的機(jī)會，定期從反應(yīng)堆壓力容器中抽取出輻照監(jiān)督管，安裝輻照防護(hù)要求包裝后長途運(yùn)輸至定點(diǎn)的熱室機(jī)構(gòu)，解剖取出拉伸、沖擊等試樣開展力學(xué)性能測試，獲得輻照監(jiān)督試樣的鋼輻照后的強(qiáng)度與韌性力學(xué)性能數(shù)據(jù)；

(3)根據(jù)上述力學(xué)性能數(shù)據(jù)分析反應(yīng)堆壓力容器鋼的輻照損傷程度，進(jìn)而開展反應(yīng)堆壓力容器的結(jié)構(gòu)完整性評價(jià)、適時(shí)調(diào)整反應(yīng)堆系統(tǒng)的運(yùn)行參數(shù)等。

以上傳統(tǒng)輻照監(jiān)督方法具有以下缺點(diǎn)：

(1)受限于反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)部空間限制，裝載的輻照監(jiān)督管數(shù)量十分有限，由于現(xiàn)有技術(shù)不能實(shí)現(xiàn)運(yùn)行一段時(shí)間后再補(bǔ)充安裝輻照監(jiān)督管，因此必須 在首次裝料運(yùn)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(shí)對反應(yīng)堆壓力容器的輻照監(jiān)督要求；

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

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

(4)因輻照監(jiān)督試樣來源于堆芯區(qū)鍛件的余料，因此這種方式僅能從整體上監(jiān)控反應(yīng)堆壓力容器堆芯區(qū)輻照的損傷程度，不具備監(jiān)控反應(yīng)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(shí)現(xiàn)監(jiān)控反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷的能力，僅可獲得某些特定時(shí)間點(diǎn)(取決于輻照監(jiān)督管抽取時(shí)間)反應(yīng)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(jīng)濟(jì)、環(huán)保、安全、高效的核電站反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷監(jiān)控方法。

技術(shù)實(shí)現(xiàn)要素：

本發(fā)明的發(fā)明目的在于：提供一種經(jīng)濟(jì)、環(huán)保、安全、高效的核電站反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷監(jiān)控方法。

為了實(shí)現(xiàn)上述發(fā)明目的，本發(fā)明提供一種核電站反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷監(jiān)控方法，其包括以下步驟：

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

S2、實(shí)時(shí)監(jiān)測：核電站正常運(yùn)行期間，測得任意時(shí)間點(diǎn)反應(yīng)堆壓力容器鋼同一監(jiān)測部位輻照損傷后的納米壓痕硬度h；

S3、分析計(jì)算：基于所述初始納米壓痕硬度h₀和任意時(shí)間點(diǎn)測得的納米壓痕硬度h，根據(jù)公式(1)計(jì)算反應(yīng)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(jù)得出的納米壓痕硬度變化率δ(h)計(jì)算反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷過程中的強(qiáng)度參數(shù)；

S4、安全評估：基于獲得的所述強(qiáng)度參數(shù)，對反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷度進(jìn)行分析評估。

作為本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷監(jiān)控方法的一種改進(jìn)，所述步驟S3中的強(qiáng)度參數(shù)包括實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度R_m和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度R_p0.2。

作為本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷監(jiān)控方法的一種改進(jìn)，根據(jù)公式(2)和公式(3)計(jì)算反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷過程中的所述實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度R_m的變化率δ(R_m)和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)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(shù)。

作為本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷監(jiān)控方法的一種改進(jìn)，所述λ₁和λ₂的取值范圍為0.75-2.25。

作為本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷監(jiān)控方法的一種改進(jìn)，所述λ₁和λ₂的取值影響因素包括：反應(yīng)堆壓力容器鋼初始狀態(tài)的微觀組織特征和核電站運(yùn)行期間反應(yīng)堆中子輻照場能譜。

作為本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷監(jiān)控方法的一種改進(jìn)，所述λ₁和λ₂可通過傳統(tǒng)的輻照監(jiān)督試樣力學(xué)性能試驗(yàn)加以確定或修正。

作為本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷監(jiān)控方法的一種改進(jìn)，基于所述實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度R_m的變化率δ(R_m)和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度R_p0.2的變化率δ(R_p0.2)，根 據(jù)公式(4)和(5)計(jì)算實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度R_m和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)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)_初始為反應(yīng)堆壓力容器鋼未輻照初始狀態(tài)的抗拉強(qiáng)度；

(R_p0.2)_初始為反應(yīng)堆壓力容器鋼未輻照初始狀態(tài)的屈服強(qiáng)度。

作為本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷監(jiān)控方法的一種改進(jìn)，所述(R_m) _初始和(R_p0.2)_初始均可從反應(yīng)堆壓力容器設(shè)備制造廠提供的設(shè)備完工報(bào)告中查詢獲得。

作為本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷監(jiān)控方法的一種改進(jìn)，將所述實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度R_m或?qū)崟r(shí)屈服強(qiáng)度R_p0.2作為分析輸入?yún)?shù)，用于對反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷過程中其結(jié)構(gòu)完整性進(jìn)行安全評估或壽命預(yù)測。

相對于現(xiàn)有技術(shù)，本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷監(jiān)控方法具有以下有益技術(shù)效果：

(1)可多次測試核電站運(yùn)行期間反應(yīng)堆壓力容器鋼的納米壓痕硬度，并及時(shí)計(jì)算獲得出反應(yīng)堆壓力容器鋼的力學(xué)性能變化數(shù)據(jù)；

(2)由于反應(yīng)堆壓力容器鋼的納米壓痕硬度測試是無損的，因此在核電站全壽期，包括未來延壽運(yùn)行期間可無限次測試獲取數(shù)據(jù)；

(3)測試設(shè)備及操作不需要特殊的輻射安全防護(hù)要求，且對設(shè)備外界空間基本無要求，安全性較好，尤其是不產(chǎn)生放射性廢物，基本無三廢處理需求；

(4)可同時(shí)監(jiān)控反應(yīng)堆壓力容器多個(gè)位置的輻照損傷程度。

具體實(shí)施方式

為了使本發(fā)明的發(fā)明目的、技術(shù)方案及其技術(shù)效果更加清晰，以下結(jié)合具體實(shí)施方式，對本發(fā)明進(jìn)行進(jìn)一步詳細(xì)說明。應(yīng)當(dāng)理解的是，本說明書中描述的具體實(shí)施方式僅僅是為了解釋本發(fā)明，并非為了限定本發(fā)明。

目前，核電站的反應(yīng)堆壓力容器鋼多采用錳鎳鉬低合金鋼材料，而通過實(shí)驗(yàn)研究表明：該材料的納米壓痕硬度在中子輻照過程中的變化率呈現(xiàn)出較好的規(guī)律性，且與該材料的輻照損傷程度有較好的相關(guān)性。因此，可通過監(jiān)測反應(yīng)堆壓力容器運(yùn)行服役過程中反應(yīng)堆壓力容器鋼納米壓痕硬度的變化情況來分析獲得反應(yīng)堆壓力容器鋼力學(xué)性能的變化情況，進(jìn)而評估反應(yīng)堆壓力容器的輻照損傷程度，可用于開展反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷過程中的結(jié)構(gòu)完整性的安全評價(jià)、壽命預(yù)測等工作。

實(shí)施例

實(shí)施例1

一種核電站反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷監(jiān)控方法，其包括以下步驟：

S1、建立基準(zhǔn)：在反應(yīng)堆壓力容器安裝到位之后，在核電站首次裝料運(yùn)行之前，采用便攜式納米壓痕儀測得反應(yīng)堆壓力容器堆芯區(qū)鋼的初始納米壓痕硬度h₀為1.97GPa；也可采用其它方法測得反應(yīng)堆壓力容器的初始納米壓痕硬度h₀，而且監(jiān)測部位可人為根據(jù)需要選擇。

S2、實(shí)時(shí)監(jiān)測：在核電站停堆換料檢修時(shí)，采用便攜式納米壓痕儀測得反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷后同一位置的納米壓痕硬度h為2.41GPa；也可采用其它常規(guī)方法測得反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷后的納米壓痕硬度h；

S3、分析計(jì)算：根據(jù)上述測得的h₀和h，計(jì)算反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷后納米壓痕硬度的變化率δ(h)：δ(h)＝(h-h₀)/h₀＝(2.41-1.97)/1.97＝22.34％；

進(jìn)一步的，基于計(jì)算出的δ(h)值，計(jì)算反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷過程中的強(qiáng)度參數(shù)，本實(shí)施例中強(qiáng)度參數(shù)為實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度R_m和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度R_p0.2；根據(jù)公式(2)和公式(3)計(jì)算實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度R_m變化率δ(R_m)和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度R_p0.2變化率δ(R_p0.2)：

δ(R_m)＝λ₁·δ(h) (2)

δ(R_p0.2)＝λ₂·δ(h) (3)

本實(shí)施例中，λ₁取值0.92，λ₂取值1.85，λ₁和λ₂的取值可根據(jù)反應(yīng)堆壓力容器鋼初始狀態(tài)的微觀組織特征(如晶粒度、位錯(cuò)類型、數(shù)量、第二相分布特點(diǎn)等)，以及核電站運(yùn)行期間反應(yīng)堆中子輻照場能譜等因素綜合確定，對于特定的核電站與反應(yīng)堆壓力容器，λ₁和λ₂也可通過傳統(tǒng)的輻照監(jiān)督試樣力學(xué)性能試驗(yàn)加以確定或修正；根據(jù)給出的λ₁和λ₂的取值，計(jì)算出實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度R_m變化率δ(R_m)為20.55％，實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度R_p0.2變化率δ(R_p0.2)為41.33％；

進(jìn)一步，再根據(jù)公式(4)和公式(5)計(jì)算實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度R_m和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)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)_初始為反應(yīng)堆壓力容器鋼未輻照初始狀態(tài)的抗拉強(qiáng)度；

(R_p0.2)_初始為反應(yīng)堆壓力容器鋼未輻照初始狀態(tài)的屈服強(qiáng)度；

從反應(yīng)堆壓力容器設(shè)備制造廠提供的設(shè)備完工報(bào)告查詢得到(R_m)_初始＝591MPa，(R_p0.2)_初始＝460Mpa，因此實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度R_m和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度R_p0.2的計(jì)算過程為：

R_m＝(R_m)_初始×[1+δ(R_m)]＝591×(1+20.55％)＝712.5MPa

R_p0.2＝(R_p0.2)_初始×[1+δ(R_p0.2)]＝460×(1+41.33％)＝650.1MPa

S4、安全評估：將上述計(jì)算出的實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度R_m和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度R_p0.2作為分析輸入?yún)?shù)，用于對反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷過程中其結(jié)構(gòu)完整性進(jìn)行安全評估或壽命預(yù)測；具體過程與傳統(tǒng)的輻照監(jiān)督分析方法相同。

對比例1

為驗(yàn)證本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷監(jiān)控方法的有效性，取具有相同輻照損傷程度(一般指具有相同的中子輻照累積注量)的傳統(tǒng)的反應(yīng)堆壓力容器輻照監(jiān)督試樣進(jìn)行破壞性力學(xué)性能試驗(yàn)，實(shí)測并獲得其實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度R_m和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度R_p0.2。

表1列出了實(shí)施例1與對比例1得出的實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度R_m和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度 R_p0.2數(shù)值。

表1

通過表1可以看出，實(shí)施例1采用本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷監(jiān)控方法計(jì)算得到的實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度R_m和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度R_p0.2數(shù)值與對比例1實(shí)測值非常接近；偏差值均在可接受的范圍之內(nèi)，不會對后續(xù)反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷的安全評價(jià)帶來影響，而且由于反應(yīng)堆壓力容器鋼的納米壓痕硬度測試是無損的，因此在核電站全壽期以及未來延壽運(yùn)行期間可無限次測試獲取數(shù)據(jù)。

結(jié)合以上對本發(fā)明的詳細(xì)描述可以看出，相對于現(xiàn)有技術(shù)，本發(fā)明至少具有以下有益技術(shù)效果：

(1)可多次測試核電站運(yùn)行期間反應(yīng)堆壓力容器鋼的納米壓痕硬度，并及時(shí)計(jì)算獲得出反應(yīng)堆壓力容器鋼的力學(xué)性能變化數(shù)據(jù)；

(2)由于反應(yīng)堆壓力容器鋼的納米壓痕硬度測試是無損的，因此在核電站全壽期，包括未來延壽運(yùn)行期間可無限次測試獲取數(shù)據(jù)；

(3)測試設(shè)備及操作不需要特殊的輻射安全防護(hù)要求，且對設(shè)備外界空間基本無要求，安全性較好，尤其是不產(chǎn)生放射性廢物，基本無三廢處理需求；

(4)可同時(shí)監(jiān)控反應(yīng)堆壓力容器多個(gè)位置的輻照損傷程度。

根據(jù)上述原理，本發(fā)明還可以對上述實(shí)施方式進(jìn)行適當(dāng)?shù)淖兏托薷摹Ｒ虼?，本發(fā)明并不局限于上面揭示和描述的具體實(shí)施方式，對本發(fā)明的一些修改和變更也應(yīng)當(dāng)落入本發(fā)明的權(quán)利要求的保護(hù)范圍內(nèi)。此外，盡管本說明書中使用了一些特定的術(shù)語，但這些術(shù)語只是為了方便說明，并不對本發(fā)明構(gòu)成任何限制。