核电厂堆压力容器辐照监督试验分析-欧洲杯买球平台

摘要：反应堆压力容器包容裂变反应，是一回路压力边界的关键设备。机组运行期间反应堆压力容器承受高温、高压及强中子辐照作用，并因此产生辐照脆化。通过介绍辐照效应原理及辐照监督试验，测定压力容器环带区域母材因辐照及高温引起的韧脆转变温度变化，对压力容器安全性能进行评估，并系统阐述了辐照监督试验结果在修正p－t极限曲线上的应用。

关键词：反应堆压力容器；辐照监督；韧脆转变温度

1概述

反应堆压力容器（rpv）是一回路中最关键的设备，直接包容裂变反应。作为核电厂中唯一不可更换的设备，其寿命即为核电厂的寿命［1］。rpv在运行期间承受高温、高压及强烈的中子辐照，因此产生塑／韧性下降、强度上升、韧脆转变温度升高等辐照脆化效应［2］。通常会在rpv内壁或堆芯热屏上设置若干根辐照监督管，根据辐照监督大纲定期抽取监督管对其内部的辐照试样进行性能测定，获取监督试样的力学性能及脆化程度，并进行合理外推计算，以实现对rpv母材及焊缝材料在寿期内性能的变化情况进行监督，确保rpv有足够的安全裕度。根据astme－185规定，辐照监督管应放在热屏蔽（或中子靶）与容器之间的堆芯中平面附近高度上，但也有电站直接挂在容器内壁上的。以某电厂1号机组为例，辐照监督管位于压力容器堆芯吊篮外壁中子屏蔽垫外侧的导向架内，因此辐照监督管超前因子会因较大的水隙而偏大［3］，如图1所示.

2辐照监督试验内容

2．1辐照损伤机理介绍

在快中子冲击作用下，rpv会在材料内部形成间隙原子和空位两种点缺陷，同时离位的间隙原子带有很高的能量，又可作为入射粒子去碰撞其他晶格中的原子，产生级联效应［4］。大量的间隙原子相互聚集，形成数目众多的位错环［4－5］，会引起材料力学性能下降。同时，rpv材料中的cu会引起材料脆化及硬化；辐照温度效应还会导致晶界处p元素偏析，增大材料发生沿晶脆断的倾向，最终在宏观性能上表征为辐照脆性的产生［6］。

2．2力学性能试验

依据辐照监督大纲，在rpv不同方位设置辐照监督管，并根据辐照监督管设计图册在管内设置中子剂量探测器、温度探测器及力学性能试样。力学性能试样主要包括一定数量的夏比v口冲击试样、拉伸试验、ct试验弯曲试样，并在每个试样上标记名称。以某电厂1号机组为例，辐照监督管内力学性能试样数量见表1。辐照监督管从堆内按计划取出后，需依据相应程序对辐照后的试样进行试验，试验内容主要包括拉伸试验、夏比冲击试验。

2．3中子剂量探测及辐照温度探测

辐照监督管内除力学性能试样外，还包括裂变中子探测器、活化中子探测器、温度探测器。通过探测器测量及计算，可得到探测器所在位置接受的中子累积注量及在运行过程中经历的最高温度。这些数据将为评估辐照脆化影响提供计算输入。

3力学性能测试结果

3．1冲击试验

依据程序，在一系列温度下实施夏比v型缺口冲击试验，得到单个试样的示波冲击曲线，并经双曲正切函数拟合出每组试样的冲击吸收能量、侧膨胀量、脆性断面收缩率的无延性转变温度曲线，从而得到辐照试样无延性转变温度特征值和上平台能量变化量δuse［4］。以每组试样标记转变温度t56j、t0．9mm的变化值中的较大值为转变温度变温度δrtndt，并进行辐照脆化评价。如图2、图3所示，辐照前t56j＝－46℃，t0．9mm＝－46℃；辐照后t′56j＝－35℃，t′0．9mm＝－40℃，δrtndt＝11℃。将测量值与fis公式计算值进行对比，若小于fis预测值，则认为rpv在相应时限内可满足原有设计要求。fis（℃）＝8＋［24＋1537×（p－0．008）＋238×（cu－0．08）＋191×ni2cu］×φ×0．35式中，p为磷元素含量，若p＜0．008，p－0．008＝0；cu为铜元素含量，若cu＜0．08，cu－0．08＝0；φ为中子通量（e＞1mev的高能中子）。

3．2拉伸试验

拉伸试验参照astme8m和e21，按照程序执行。拉伸试验用于测定辐照监督管内拉伸试样的屈服强度、抗拉强度、断后延伸率和断面收缩率等拉伸性能。通过将辐照监督管内已辐照的母材试样及焊缝试样拉伸性能与相应的冷态试样拉伸性能进行对比，以评价辐照效应的影响，见表2和表3。与冷态试样相比，辐照监督管焊缝试样的屈服强度和抗拉强度有微弱升高（除辐照后试样在室温时的屈服强与抗拉强度度有略微降低），延伸率和断面收缩率无明显变化，显示出一定的辐照强化效应。

3．3弯曲试验及紧凑拉伸试验

弯曲试验及紧凑拉伸试验通常不予实施。

4温度探测器观察

为监测辐照监督管内试样所受的最高辐照温度，在辐照监督管内不同位置设置温度探测器。如在石英玻璃管内封装熔点分别为293、304、310、318℃的易熔金属丝，通过观察金属丝熔化情况，即可判断在机组运行阶段，辐照监督管所在位置经受的最高温度，但这种设计无法得到各温度平台下经历时长。

5辐照中子注量测量及计算

辐照监督管、压力容器中子剂量测量及计算是基于核电厂实测数据跟踪计算，采用三维蒙特卡罗输运程序mc－np及基于endf／b－vi的endf60截面数据库进行的，计算结果应和辐照监督管内中子剂量探测器测量所得的中子注量率进行对比，计算值和测量值之差应在±10％以内。以某机组辐照监督a管为例，rpv经受的辐照时间分别为10647mwd／tu（307efpd）、8200mwd／tu（236efpd），剂量探测器测量结果如图4所示。

6辐照监督数据应用

通过辐照监督试验及相关计算，可获得辐照监督管内试样相对于未辐照（冷态）试样韧脆转变温度的变化值δrtndt、上平台能量use（及变化量）、中子注量分布。通过与fis公式比较，可直观判断rpv容器经受辐照后是否仍满足原设计要求。同时，上述结果可用来修正rpv在升温、降温及水压试验时的p－t限值，以避免因rpv母材辐照脆化效应而发生脆性破坏。依据usnrcstandardreviewplan5．3．2的准则和规程，rpv检漏试验及在役水压试验必须满足：k1＝1.5k1m＝1.5mmσm＜k1r即压力容器系统材料的参考断裂韧性必须比由内压引起的大1．5倍。升温、降温和正常运行的冷却剂p－t限值曲线须满足:根据相关标准，可获得不同材料的kir、mm等参数，并通过“kir－t（t－δrtndt）”参考曲线实现温度及压力限值的修正，如图5所示。

7结语

实践表明，rpv在经历一定时间的中子辐照后，与冷态试样数据相比，试样韧性均有所下降，同时rtndt有所上升，体现了一定的辐照效应；通过与相关标准参考值相比，表明该rpv材料的辐照效应在设计许可范围内，这也是机组将来延寿的前提和基础。然而也应认识到，对于压力容器辐照效应的机理还有待深入研究，尤其是不同能谱的中子对辐照效应的影响还未有清晰结论；此外，随着材料制造工艺的进步，采用何种预测公式也值得进一步思考。

参考文献

［1］朱光强，尉言辉．反应堆压力容器辐照脆化状态评估［j］．核动力工程，2018，39（4）：39．

［2］万德华，冯德诚，李景胜，等．核压力容器材料辐照监督管的设置［j］．核动力工程，1984，5（2）：20－21．

［3］肖冰山，张乐福．反应堆压力容器辐照监督［j］．核动力工程，2008，29（6）：85．

［4］乔建生，杨文．反应堆压力容器材料辐照脆化机理研究进展［j］．原子能科学技术，2012，46（4）：482．

［5］李海旺．反应堆压力容器辐照监督的研究［j］．科技创新与应用，2015（24）：118．

［6］孙海涛．压水堆核电厂反应堆压力容器辐照脆化评价与监督［j］．核安全，2010（3）：17－18

作者：王永明 单位：海南核电有限公司