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)堆壓力容器鋼輻照損傷無損評估方法。

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度升高、韌性下降，材料硬化。

為了確保反應(yīng)堆壓力容器運行的安全性，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行監(jiān)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(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，安裝輻照防護要求包裝后長途運輸至定點的熱室機構(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，進而開展反應(yīng)堆壓力容器的結(jié)構(gòu)完整性評價、適時調(diào)整反應(yīng)堆系統(tǒng)的運行參數(shù)等。

以上傳統(tǒng)輻照監(jiān)督方法具有以下缺點：

(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)不能實現(xiàn)運行一段時間后再補充安裝輻照監(jiān)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(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距離運輸至定點熱室機構(gòu)，由于輻照監(jiān)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(jiān)督試樣的力學(xué)性能測試屬于破壞性試驗，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間點(取決于輻照監(jiān)督管抽取時間)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、環(huán)保、安全、高效，可實現(xiàn)實時、多次、無損監(jiān)測的核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無損評估方法。

技術(shù)實現(xiàn)要素：

本發(fā)明的發(fā)明目的在于：克服現(xiàn)有技術(shù)的不足，提供一種經(jīng)濟、環(huán)保、安全、高效，可實現(xiàn)實時、多次監(jiān)測而且無損的核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無損評估方法。

為了實現(xiàn)上述發(fā)明目的，本發(fā)明提供一種核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無損評估方法，其包括以下步驟：

1)實時監(jiān)測核電站正常運行期間的反應(yīng)堆壓力容器鋼同一監(jiān)測部位的剩余磁化強度mr，根據(jù)實時剩余磁化強度mr相對于未輻照初始狀態(tài)的剩余磁化強度(mr)初始的剩余磁化強度變化率δmr，計算反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷過程中的實時無延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實時上平臺能量use、實時抗拉強度rm和實時屈服強度rp0.2；

2)基于獲得的實時無延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實時上平臺能量use、實時抗拉強度rm和實時屈服強度rp0.2，對反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷程度進行分析評估。

作為本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無損評估方法的一種改進，所述剩余磁化強度變化率δmr可根據(jù)公式(1)計算得出：

δmr＝[mr-(mr)初始]/(mr)初始(1)。

作為本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無損評估方法的一種改進，所述剩余磁化強度變化率δmr與實時無延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt的變化率δrtndt、實時上平臺能量use的變化率δuse、實時抗拉強度rm的變化率δrm和實時屈服強度rp0.2的變化率δrp0.2具有函數(shù)關(guān)系，表現(xiàn)為公式(2)至(5)：

δrtndt＝λ1·δmr(2)

δuse＝λ2·δmr(3)

δrm＝λ3·δmr(4)

δrp0.2＝λ4·δmr(5)

其中，λ1的取值范圍為0.42-0.86，λ2的取值范圍為0.65-1.35，λ3的取值范圍為0.51-1.39，λ4的取值范圍為0.51-1.39。

作為本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無損評估方法的一種改進，所述λ1、λ2、λ3和λ4的取值范圍受反應(yīng)堆壓力容器鋼材料的化學(xué)元素成分、材料的加工工藝、材料的缺陷分布類型、輻照溫度，以及核電站運行期間反應(yīng)堆堆芯中子輻照場能譜的大小特征的影響。

作為本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無損評估方法的一種改進，所述λ1、λ2、λ3和λ4可通過傳統(tǒng)的輻照監(jiān)督試樣力學(xué)性能試驗加以確定或修正。

作為本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無損評估方法的一種改進，基于已知的(rtndt)初始、(use)初始、(rm)初始和(rp0.2)初始，以及計算得到的δrtndt、δuse、δrm和δrp0.2，可得出實時無延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實時上平臺能量use、實時抗拉強度rm、實時屈服強度rp0.2，表現(xiàn)為公式(6)至(9)：

rtndt＝(1-δrtndt)·(rtndt)初始(6)

use＝(1+δuse)·(use)初始(7)

rm＝(1-δrm)·(rm)初始(8)

rp0.2＝(1-δrp0.2)·(rp0.2)初始(9)

其中，(rtndt)初始為反應(yīng)堆壓力容器鋼未輻照初始狀態(tài)無延性轉(zhuǎn)變溫度；

(use)初始為反應(yīng)堆壓力容器鋼未輻照初始狀態(tài)的上平臺能量；

(rm)初始為反應(yīng)堆壓力容器鋼未輻照初始狀態(tài)的抗拉強度；

(rp0.2)初始為反應(yīng)堆壓力容器鋼未輻照初始狀態(tài)的屈服強度。

作為本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無損評估方法的一種改進，所述(rtndt)初始、(use)初始、(rm)初始和(rp0.2)初始均可從反應(yīng)堆壓力容器設(shè)備制造廠提供的設(shè)備完工報告中查詢獲得。

作為本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無損評估方法的一種改進，將所述實時無延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實時上平臺能量use、實時抗拉強度rm、實時屈服強度rp0.2作為分析輸入?yún)?shù)，對反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷過程中的結(jié)構(gòu)完整性進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)堆壓力容器鋼輻照損傷無損評估方法具有以下有益技術(shù)效果：

(1)通過對反應(yīng)堆壓力容器鋼進行實時剩余磁化強度的監(jiān)測，可實現(xiàn)實時監(jiān)控并評估壓力容器的損傷程度，隨時掌握反應(yīng)容器的運行狀態(tài)，保證整體的安全性；

(2)實時監(jiān)控評估的全過程對反應(yīng)堆壓力容器不會產(chǎn)生任何損傷，并可實現(xiàn)多個監(jiān)測部位的同時監(jiān)測，即易于操作，出結(jié)果速度快，而且得出的數(shù)據(jù)精確，經(jīng)濟環(huán)保，可完全代替?zhèn)鹘y(tǒng)的輻照監(jiān)督分析方法；

(3)整個監(jiān)測評估的過程中不會接觸和產(chǎn)生放射性物質(zhì)，因此不需要特殊的輻射安全防護要求，安全性較好，基本無三廢處理需求。

具體實施方式

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)合具體實施方式，對本發(fā)明進行進一步詳細說明。應(yīng)當(dāng)理解的是，本說明書中描述的具體實施方式僅僅是為了解釋本發(fā)明，并非為了限定本發(fā)明。

實施例1

一種核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無損評估方法，其包括以下步驟：

從反應(yīng)堆壓力容器鋼設(shè)備制造廠提供的設(shè)備完工報告中查詢并記錄未輻照初始狀態(tài)的無延性轉(zhuǎn)變溫度(rtndt)初始＝241k、上平臺能量(use)初始＝335j、抗拉強度(rm)初始＝591mpa和屈服強度(rp0.2)初始＝483mpa。

1)測得反應(yīng)堆壓力容器鋼未輻照狀態(tài)監(jiān)測部位的初始剩余磁化強度(mr)初始＝1.33emu/g；核電站正常運行20年后，實時測得反應(yīng)堆壓力容器鋼同一監(jiān)測部位輻照損傷后的剩余磁化強度mr＝0.99emu/g；根據(jù)公式(1)可得到實時剩余磁化強度mr相對于未輻照初始狀態(tài)的剩余磁化強度(mr)初始的剩余磁化強度變化率δmr：

δmr＝[mr-(mr)初始]/(mr)初始(1)

δmr＝(0.99-1.33)/1.33＝-25.56％

經(jīng)研究發(fā)現(xiàn)剩余磁化強度變化率δmr與實時無延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt的變化率δrtndt、實時上平臺能量use的變化率δuse、實時抗拉強度rm的變化率δrm和實時屈服強度rp0.2的變化率δrp0.2呈現(xiàn)出規(guī)律的函數(shù)關(guān)系，因此根據(jù)剩余磁化強度變化率δmr可得到實時力學(xué)性能參數(shù)的數(shù)據(jù)，具體函數(shù)關(guān)系表現(xiàn)為公式(2)至(5)：

δrtndt＝λ1·δmr(2)

δuse＝λ2·δmr(3)

δrm＝λ3·δmr(4)

δrp0.2＝λ4·δmr(5)

根據(jù)反應(yīng)堆壓力容器鋼材料的化學(xué)元素成分、材料的加工工藝、材料的缺陷分布類型、輻照溫度，以及核電站運行期間反應(yīng)堆堆芯中子輻照場能譜的大小特征等這些因素，可大概確定出比例系數(shù)λ1、λ2、λ3和λ4的取值，再通過傳統(tǒng)的輻照監(jiān)督試樣力學(xué)性能試驗加以修正，最終得出λ1＝0.62，λ2＝0.95，λ3＝0.87，λ4＝1.10。所以，δrtndt、δuse、δrm和δrp0.2的計算過程如下：

δrtndt＝0.62δmr＝-15.85％

δuse＝0.95δmr＝-24.28％

δrm＝0.87δmr＝-22.24％

δrp0.2＝1.10δmr＝-28.12％

在已知(rtndt)初始、(use)初始、(rm)初始和(rp0.2)初始，以及δrtndt、δuse、δrm和δrp0.2的情況下，根據(jù)公式(6)至(9)可計算出本實施例中實時無延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實時上平臺能量use、實時抗拉強度rm、實時屈服強度rp0.2：

rtndt＝(1-δrtndt)·(rtndt)初始(6)

use＝(1+δuse)·(use)初始(7)

rm＝(1-δrm)·(rm)初始(8)

rp0.2＝(1-δrp0.2)·(rp0.2)初始(9)

因此，rtndt、use、rm和rp0.2的具體計算過程如下：

rtndt＝[1-(-15.85％)]×241＝279.19k

use＝[1+(-24.28％)]×335＝253.66j

rm＝[1-(-22.24％)]×591＝722.42mpa

rp0.2＝[1-(-28.12％)]×483＝618.8mpa

2)將上述計算出的實時無延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實時上平臺能量use、實時抗拉強度rm和實時屈服強度rp0.2作為分析輸入?yún)?shù)，對反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷過程中的結(jié)構(gòu)完整性進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

為驗證本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無損評估方法的有效性，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)督試樣進行破壞性力學(xué)性能試驗，實測并獲得其實時無延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實時上平臺能量use、實時抗拉強度rm和實時屈服強度rp0.2。

表1列出了實施例1與對比例1得出的實時無延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實時上平臺能量use、實時抗拉強度rm和實時屈服強度rp0.2的數(shù)值。

表1

通過表1可以看出，實施例1采用本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無損評估方法計算得到的實時無延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實時上平臺能量use、實時抗拉強度rm和實時屈服強度rp0.2的數(shù)值分別為279.19k、253.66j、722.42mpa和618.8mpa，而對比例1實測的實時無延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實時上平臺能量use、實時抗拉強度rm和實時屈服強度rp0.2的數(shù)值分別為274k、260j、717mpa和623mpa。

由此可見，實施例1計算出的數(shù)據(jù)與對比例1實測值非常接近，偏差均在6左右，偏差值均在可接受的范圍之內(nèi)，因此本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無損評估方法可代替?zhèn)鹘y(tǒng)的輻照監(jiān)督分析方法，而且可實時監(jiān)測，可適用于核電站的全壽期，同時對監(jiān)測所需條件無特殊要求，監(jiān)測成本低，更具實用性。

結(jié)合以上對本發(fā)明的詳細描述可以看出，相對于現(xiàn)有技術(shù)，本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無損評估方法至少具有以下有益技術(shù)效果：

(1)通過對壓力反應(yīng)堆容器鋼進行實時剩余磁化強度的監(jiān)測，可實現(xiàn)實時監(jiān)控并評估壓力容器的損傷程度，隨時掌握反應(yīng)容器的運行狀態(tài)，保證整體的安全性。

(2)實時監(jiān)控評估的全過程對壓力堆反應(yīng)容器不會產(chǎn)生任何損傷，并可實現(xiàn)多個監(jiān)測部位的同時監(jiān)測，即易于操作，出結(jié)果速度快，而且得出的數(shù)據(jù)精確，經(jīng)濟環(huán)保，可完全代替?zhèn)鹘y(tǒng)的輻照監(jiān)督分析方法。

(3)整個監(jiān)測評估的過程中不會接觸和產(chǎn)生放射性物質(zhì)，因此不需要特殊的輻射安全防護要求，安全性較好，基本無三廢處理需求。

根據(jù)上述原理，本發(fā)明還可以對上述實施方式進行適當(dāng)?shù)淖兏托薷?。因此，本發(fā)明并不局限于上面揭示和描述的具體實施方式，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。