CN107358983A - 监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法，其包括以下步骤：S1、实时监测核电站正常运行期间的反应堆压力容器钢某一监测部位的磁性能参数，磁性能参数为磁化率χ、剩余磁化强度M_R和矫顽力H_C中的任意一种；S2、基于实时测得的磁性能参数计算出反应堆压力容器的中子辐照损伤注量Φ。对于现有技术，本发明监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法可实时、连续测试核电站运行期间反应堆压力容器钢的磁性能参数，实时计算获得反应堆压力容器钢的中子辐损伤注量数据，并能同时监测反应堆压力容器多个位置的中子辐照损伤注量。

Description

监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法

技术领域

本发明属于核电领域，更具体地说，本发明涉及一种监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法。

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(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)是其主要失效方式之一。

为了确保反应堆压力容器运行的安全性，对其辐照损伤注量进行监测与评价是常用的方法之一。具体实施步骤如下：(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载裂变剂量探测器，通常包括U²³⁸和Np²³⁷两种裂变剂量探测元件，然后将探测元件分别封装到钛盒内，钛盒再装入氮化硼盒内，然后氮化硼盒再整体装入辐照监督管内。(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机会，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，切割解剖取出裂变剂量探测器，然后在热室内对其成分的变化等开展分析化验，进而计算获得裂变剂量探测器所接受的中子辐照损伤注量。(3)根据辐照监督管的超前因子，换算得到反应堆压力容器本体的中子辐照损伤注量，进而对反应堆压力容器的运行开展后续安全评价工作。

现有方法的缺点归纳如下：

1)裂变剂量探测器(U²³⁸和Np²³⁷)属于放射源，其生产、运输、销售等均需要专业资质，采购成本非常高，后续运输、按照等也极其麻烦；

2)不能直接获得反应堆压力容器本体的辐照损伤注量，需通过超前因子换算，存在一定的误差，当超前因子较大时，该误差愈加明显，届时得到的中子辐照损伤注量的代表性较差；

3)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装载完毕，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，未来核电站延寿时该问题愈加突出)，相应的裂变剂量探测器数量也只有4～6个，因此，通过这种方法不能连续获得反应堆压力容器钢的中子辐照损伤注量；同时由于辐照监督管抽取、运输、切割解剖、裂变剂量探测器化验分析等工作至少需要1年时间，通过该方法获得反应堆压力容器钢的中子辐照损伤注量在时间上也存在明显的滞后性；

4)裂变剂量探测器属于一次性产品，且使用之后具有较强的放射性，同时在分析化验环节也产生大量放射性废物，后续三废处理量较大，成本较高；

5)上述方法仅能从整体上监控反应堆压力容器堆芯区的中子辐照损伤注量，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注量。

有鉴于此，确有必要提供一种可实时、在线、连续测试的监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法。

发明内容

本发明的发明目的在于：克服现有技术的不足，提供一种可实时、在线、连续测试的监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法。

大量实验研究发现，反应堆压力容器钢在服役时辐照脆化的过程中，其材料磁性能参数的变化规律与其中子辐照损伤注量有较好的关联性，通过监测反应堆压力容器钢磁性能参数的变化，可获得其中子辐照损伤注量。

为了实现上述发明目的，本发明提供一种监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法，其包括以下步骤：

S1、实时监测核电站正常运行期间的反应堆压力容器钢某一监测部位的磁性能参数，所述磁性能参数为磁化率χ、剩余磁化强度M_R和矫顽力H_C中的任意一种；

S2、基于实时测得的磁性能参数计算出反应堆压力容器的中子辐照损伤注量Φ。

作为本发明监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法的一种改进，所述中子辐照损伤注量Φ作为分析输入参数，用于对反应堆压力容器辐照损伤过程中其结构完整性进行安全评估或寿命预测。

作为本发明监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法的一种改进，所述磁性能参数为磁化率χ时，基于实时测得的磁化率χ计算中子辐照损伤注量Φ，表现为公式(1)：

Φ＝c₁·㏑(b₁-a₁·χ) (1)

其中，a₁的取值范围为0.75-1.38；b₁的取值范围为8.78-16.75；c₁的取值范围为0.042-0.17。

作为本发明监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法的一种改进，所述a₁、b₁和c₁取值的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和核电站运行期间反应堆中子辐照场能谱。

作为本发明监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法的一种改进，所述磁性能参数为剩余磁化强度M_R时，基于实时测得的剩余磁化强度M_R计算中子辐照损伤注量Φ，表现为公式(2)：

Φ＝b₂-a₂·M_R (2)

其中，a₂的取值范围为0.087-0.23；b₂的取值范围为0.12-0.31。

作为本发明监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法的一种改进，所述a₂和b₂取值的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和核电站运行期间反应堆中子辐照场能谱。

作为本发明监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法的一种改进，所述磁性能参数为矫顽力H_C时，基于实时测得的矫顽力H_C计算中子辐照损伤注量Φ，表现为公式(3)：

Φ＝D-a₃·H_C+b₃·(H_C)²-c₃·(H_C)³ (3)

其中，a₃的取值范围为1.79-3.21；b₃的取值范围为0.19-0.41；c₃的取值范围为0.007-0.19，D的取值范围为5.64-9.23。

作为本发明监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法的一种改进，所述D、a₃、b₃和c₃取值的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和核电站运行期间反应堆中子辐照场能谱。

相对于现有技术，本发明监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法具有以下有益技术效果：

1)可实时、在线、连续测试核电站运行期间反应堆压力容器钢的磁性能参数，并实时计算获得反应堆压力容器钢的中子辐损伤注量数据；

2)可同时监测反应堆压力容器多个位置的中子辐照损伤注量；

3)由于反应堆压力容器钢的磁性能测试是无损的，在核电站全寿期，包括未来延寿运行期间可无限次测试获取数据；

4)测试设备及操作不需要特殊的辐射安全防护要求，且对设备外界空间基本无要求，成本低廉、安全性较好，尤其是不产生放射性废物，基本无三废处理需求。

附图说明

下面结合附图和具体实施方式，对本发明监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法进行详细说明，其中：

图1为本发明监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法步骤流程图。

图2为反应堆压力容器钢堆芯段部位磁化率与中子辐照损伤注量之间的函数关系图。

图3为反应堆压力容器钢堆芯段部位剩余磁化强度与中子辐照损伤注量之间的函数关系图。

图4为反应堆压力容器钢堆芯段部位矫顽力与中子辐照损伤注量之间的函数关系图。

具体实施方式

为了使本发明的发明目的、技术方案及其技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明，并非为了限定本发明。

请参照图1所示，本发明提供了一种监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法，其包括以下步骤：

S1、实时监测核电站正常运行期间的反应堆压力容器钢某一监测部位的磁性能参数，磁性能参数为磁化率χ、剩余磁化强度M_R和矫顽力H_C中的任意一种；

S2、基于实时测得的磁性能参数计算出反应堆压力容器的中子辐照损伤注量Φ。

反应堆压力容器钢在服役时辐照脆化的过程中，材料磁性能参数中磁化率χ、剩余磁化强度M_R和矫顽力H_C都分别与其中子辐照损伤注量有较好的关联性，因此，可通过监测磁化率χ、剩余磁化强度M_R和矫顽力H_C中任何一个参数来获得其中子辐照损伤注量Φ。

当实时监测的磁性能参数为磁化率χ时，磁化率χ与中子辐照损伤注量Φ之间的函数关系为公式(1)，

Φ＝c₁·㏑(b₁-a₁·χ) (1)

其中，a₁的取值范围为0.75-1.38；b₁的取值范围为8.78-16.75；c₁的取值范围为0.042-0.17。a₁、b₁和c₁的取值会受到反应堆压力容器初始状态的晶粒度、位错类型、数量、第二相分布特点以及核电站运行期间反应堆中子辐照场能谱等因素的影响。对于特定的核电站与反应堆压力容器，也可通过传统的辐照监督裂变探测器测试数据加以确定或者修正。

根据实时测得的磁化率χ数值，可计算出中子辐照损伤注量Φ，并把中子辐照损伤注量Φ作为分析输入参数，用于对反应堆压力容器辐照损伤过程中其结构完整性进行安全评估或寿命预测。

磁性能参数也可选择为剩余磁化强度M_R，剩余磁化强度M_R与中子辐照损伤注量Φ的函数关系为公式(2)：

Φ＝b₂-a₂·M_R (2)

其中，a₂的取值范围为0.087-0.23；b₂的取值范围为0.12-0.31。同样的，a₂和b₂的取值也会受到反应堆压力容器初始状态的晶粒度、位错类型、数量、第二相分布特点以及核电站运行期间反应堆中子辐照场能谱等因素的影响。对于特定的核电站与反应堆压力容器，也可通过传统的辐照监督裂变探测器测试数据加以确定或者修正。

当磁性能参数选择为矫顽力H_C时，矫顽力H_C与中子辐照损伤注量Φ的函数关系为公式(3)：

Φ＝D-a₃·H_C+b₃·(H_C)²-c₃·(H_C)³ (3)

其中，a₃的取值范围为1.79-3.21；b₃的取值范围为0.19-0.41；c₃的取值范围为0.007-0.19，D的取值范围为5.64-9.23。

同样的，D、a₃、b₃和c₃的取值也会受到反应堆压力容器初始状态的晶粒度、位错类型、数量、第二相分布特点以及核电站运行期间反应堆中子辐照场能谱等因素的影响。对于特定的核电站与反应堆压力容器，也可通过传统的辐照监督裂变探测器测试数据加以确定或者修正。

将上述获得的中子辐照损伤注量Φ作为分析输入参数，用于开展反应堆压力容器辐照损伤的结构完整性安全评价、寿命预测等。具体方法与传统的辐照监督分析方法相同。

实施例1

以特定时间点实时监测反应堆压力容器钢堆芯段部位的磁性能参数为例。

当特定时间点监测的磁性能参数为磁化率χ＝3.290，根据公式(1)可计算出中子辐照损伤注量Φ。

考虑了反应堆压力容器钢初始状态的微观组织特征和核电站运行期间反应堆中子辐照场能谱的影响因素后，得出公式(1)中a₁、b₁和c₁的取值分别为1.07、13.15和0.07，则中子辐照损伤注量Φ的计算过程如下：

Φ＝0.07ln(13.15-1.07χ)＝0.07ln(13.15-1.07×3.290)＝0.15860dpa

当磁性能参数为剩余磁化强度M_R，同一时间点测得的剩余磁化强度M_R＝0.24emu/g，根据公式(2)可计算出中子辐照损伤注量Φ。

考虑各种影响因素后，公式(2)中，a₂和b₂的取值分别为0.14和0.19，则中子辐照损伤注量Φ的计算过程如下：

Φ＝0.19-0.14·M_R＝0.19-0.14×0.24＝0.15640dpa

当磁性能参数为矫顽力H_C，同一时间点测得的矫顽力H_C＝7.1Oe，根据公式(3)可计算出中子辐照损伤注量Φ。

考虑各种影响因素后，公式(3)中，D、a₃、b₃和c₃的取值分别为7.65、2.56、0.29和0.01，则中子辐照损伤注量Φ的计算过程如下：

Φ＝7.65-2.56H_C+0.29(H_C)²-0.01(H_C)³＝0.15304dpa

本实施例中磁化率χ、剩余磁化强度M_R和矫顽力H_C分别与中子辐照损伤注量Φ的函数关系图如图2、图3和图4所示。

将计算出的中子辐照损伤注量Φ作为分析输入参数，对反应堆压力容器辐照损伤过程中的结构完整性进行安全评估或寿命预测；具体过程与传统的辐照监督分析方法相同。

对比例1

为验证本发明监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法的有效性，取具有相同辐照损伤程度(一般指具有相同的中子辐照累积注量)的传统的反应堆压力容器辐照监督试样进行破坏性力学性能试验，实测并获得堆芯段部位的中子辐照损伤注量Φ。

表1实施例1不同磁性能参数与对比例1得出的中子辐照损伤注量Φ的数值

通过表1可以看出，实施例1分别采用不同磁性能参数(磁化率χ、剩余磁化强度M_R和矫顽力H_C)计算得到的堆芯段部位的中子辐照损伤注量Φ的数值与对比例1实测值非常接近；偏差值在可接受的范围之内，不会对后续反应堆压力容器辐照损伤的安全评价带来影响。

因此，可采用本发明监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法代替传统的辐照监督分析方法，不仅方法简单，数据精确，而且可实现实时在线评估，同时反应堆压力容器钢的磁化率、剩余磁化强度和矫顽力测试是无损的，因此在核电站全寿期以及未来延寿运行期间可无限次测试获取数据。

结合以上对本发明的详细描述可以看出，相对于现有技术，本发明至少具有以下有益技术效果：

1)可实时、在线、连续测试核电站运行期间反应堆压力容器钢的磁性能参数，并实时计算获得反应堆压力容器钢的中子辐损伤注量数据；

2)可同时监测反应堆压力容器多个位置的中子辐照损伤注量；

3)由于反应堆压力容器钢的磁性能测试是无损的，因此在核电站全寿期，包括未来延寿运行期间可无限次测试获取数据；

4)测试设备及操作不需要特殊的辐射安全防护要求，且对设备外界空间基本无要求，成本低廉、安全性较好，尤其是不产生放射性废物，基本无三废处理需求。

根据上述原理，本发明还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本发明构成任何限制。

Claims (8)

1.一种监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法，其特征在于，包括以下步骤：

S1、实时监测核电站正常运行期间的反应堆压力容器钢某一监测部位的磁性能参数，所述磁性能参数为磁化率χ、剩余磁化强度M_R和矫顽力H_C中的任意一种；

S2、基于实时测得的磁性能参数计算出反应堆压力容器的中子辐照损伤注量Φ。

2.根据权利要求1所述的监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法，其特征在于，所述中子辐照损伤注量Φ作为分析输入参数，用于对反应堆压力容器辐照损伤过程中其结构完整性进行安全评估或寿命预测。

3.根据权利要求1所述的监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法，其特征在于，所述磁性能参数为磁化率χ时，基于实时测得的磁化率χ计算中子辐照损伤注量Φ，表现为公式(1)：

Φ＝c₁·㏑(b₁-a₁·χ) (1)

其中，a₁的取值范围为0.75-1.38，b₁的取值范围为8.78-16.75，c₁的取值范围为0.042-0.17。

4.根据权利要求3所述的监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法，其特征在于，所述a₁、b₁和c₁取值的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和核电站运行期间反应堆中子辐照场能谱。

5.根据权利要求1所述的监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法，其特征在于，所述磁性能参数为剩余磁化强度M_R时，基于实时测得的剩余磁化强度M_R计算中子辐照损伤注量Φ，表现为公式(2)：

Φ＝b₂-a₂·M_R (2)

其中，a₂的取值范围为0.087-0.23，b₂的取值范围为0.12-0.31。

6.根据权利要求5所述的监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法，其特征在于，所述a₂和b₂取值的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和核电站运行期间反应堆中子辐照场能谱。

7.根据权利要求1所述的监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法，其特征在于，所述磁性能参数为矫顽力H_C时，基于实时测得的矫顽力H_C计算中子辐照损伤注量Φ，表现为公式(3)：

Φ＝D-a₃·H_C+b₃·(H_C)²-c₃·(H_C)³ (3)

其中，a₃的取值范围为1.79-3.21，b₃的取值范围为0.19-0.41，c₃的取值范围为0.007-0.19，D的取值范围为5.64-9.23。

8.根据权利要求7所述的监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法，其特征在于，所述D、a₃、b₃和c₃取值的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和核电站运行期间反应堆中子辐照场能谱。