核电站反应堆压力容器辐照监督试验用的试样组件和方法与流程

本发明涉及核电站反应堆压力容器安全运行领域，尤其涉及一种核电站反应堆压力容器辐照监督试验用的试样组件以及试验方法。

背景技术：

核电站反应堆压力容器是用于安置核反应堆并承受其巨大运行压力的密闭容器，其中包容和支承有堆芯核燃料组件、控制组件、堆内构件和反应堆冷却剂。其由于长期服役于强辐照、高温、高压环境，易发生中子辐照损伤，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，进一步导致反应堆压力容器作用失效。

为了确保反应堆压力容器运行的安全性，目前现有技术中主要通过辐照监督的方法来对反应堆压力容器钢的辐照损伤程度进行监控与评价。具体实施方法如下：(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一定数量的辐照监督管，每根辐照监督管内装有一定数量的拉伸、冲击等力学性能试样；(2)根据辐照监督大纲，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上述辐照监督管，解剖取出拉伸、冲击等力学性能试样开展力学性能测试，获得辐照监督试样的力学性能数据；(3)根据上述力学性能数据分析反应堆压力容器钢的辐照损伤程度，进而开展反应堆压力容器的结构完整性评价。

现有技术的反应堆压力容器辐照监督设计中，在辐照监督管中按照预定的数量比例来设置拉伸试样、冲击试样、紧凑拉伸试样以及弯曲试样，如：拉伸试样5个、冲击试样15个、紧凑拉伸试样6个以及弯曲试样1个。

而上述现有技术具有如下缺陷：

1、弯曲试样因尺寸较大，占用了辐照监督管内宝贵的有限装载空间(弯曲试样的尺寸远大于紧凑拉伸试样，一个弯曲试样的体积(或占用辐照监督管内的空间)大约相当于13个紧凑拉伸试样体积)；

2、现有的紧凑拉伸试样的设计方案不能完全满足断裂韧性的测试要求，存在一定的风险；

3、冲击试样与拉伸试样的数量比例设置还有较大的优化空间。

由此可见，上述现有技术中的辐照监督试样的设置方式以及紧凑拉伸试样的设计方案均已不能满足辐照监督的要求，因此有必要提供一种新型的用于核电站反应堆压力容器辐照监督试验的试样组件以及试验方法，使其在满足法规标准要求的前提下，对各种试样的数量比例进行优化，以期获取更多的、有效的辐照监督试样力学性能数据，并且对现有的紧凑拉伸试样形状进行改进，使其能更好的满足试验要求，减少其在开展断裂韧性测试时存在的风险。

技术实现要素：

针对上述现有技术中问题，本发明提供了一种新型的核电站反应堆压力容器辐照监督试验用的试样组件和方法，以此来对各种试样的数量比例进行优化，以期获取更多的、有效的辐照监督试样力学性能数据，并且对现有的紧凑拉伸试样形状进行改进，使其能更好的满足试验要求，减少其在开展断裂韧性测试时存在的风险。

本发明就上述技术问题而提出的技术方案如下：

一方面，提供了一种试样组件，用于核电站反应堆压力容器辐照监督试验，包括：

多个拉伸试样，用于获取反应堆压力容器辐照后材料的抗拉强度、屈服强度、延伸率和断面收缩率；

多个冲击试样，用于获取所述反应堆压力容器辐照后材料的冲击韧性；

以及多个紧凑拉伸试样，用于获取所述反应堆压力容器辐照后材料的断裂韧性。

优选的，所述紧凑拉伸试样包括：

试样主体，所述试样主体包括相同的第一主体部和第二主体部；所述第一主体部的上部与第二主体部的上部分别具有沿中心轴线对称设置的第一侧面和第二侧面，并形成有一用于引导和容纳引伸计的安放空间；在所述安放空间的两侧还分设有沿中心轴线对称设置的，用于与载荷施加单元固定连接的贯穿孔。

优选的，所述紧凑拉伸试样的第一侧面上依次形成有第一斜面、与第一斜面相邻的第一弧面以及第一弧面相连的第一弯折面；所述第二侧面上依次形成有第二斜面、与第二斜面相邻的第二弧面以及第二弧面相连的第二弯折面；所述第一斜面与第二斜面、第一弧面与第二弧面、以及第一弯折面与第二弯折面均沿中心轴线对称设置；所述第一侧面和第二侧面从上到下依次形成截面呈等腰梯形的缺口部、圆形部以及底部呈V型的条形缺口部；且所述截面呈等腰梯形的缺口部、圆形部以及底部呈V型的条形缺口部共同形成所述安放空间。

优选的，所述试样主体的前侧面以及后侧面均形成有侧槽，所述侧槽一端与所述底部呈V型的条形缺口部连接，另一端延伸至所述试样主体前侧面以及后侧面的最下端。

优选的，所述载荷施加单元为MTS试验机。

优选的，所述拉伸试样、冲击试样或紧凑拉伸试样由反应堆压力容器堆芯段母材金属、焊缝金属以及热影响区材料中的一种或几种制得。

优选的，所述拉伸试样、冲击试样或紧凑拉伸试样的数量分别为3-5个、15-18个以及6-10个，且所述拉伸试样、冲击试样和紧凑拉伸试样中的一种或几种安装于所述反应堆压力容器的辐照监督管内。

优选的，所述拉伸试样规格为110×20×10mm；所述冲击试样规格为55×10×10mm；所述紧凑拉伸试样规格为31.8×30×12.7mm。

另一方面，还提供一种核电站反应堆压力容器辐照监督试验方法，包括如下步骤：

S1、试样制备：选取反应堆压力容器堆芯段母材金属、焊缝金属以及热影响区材料中的一种或几种，并将其加工成辐照监督用试样；

S2、试样安装：在所述反应堆压力容器内设置多个辐照监督管，将所述辐照监督试样组件安装于每一所述辐照监督管内；

S3、试样测试：根据辐照监督大纲，定期从所述反应堆压力容器中抽取出辐照监督管，然后解剖取出所述辐照监督管内的辐照监督试样组件，开展力学性能测试，获得所述辐照监督试样组件的力学性能数据；

S4、结果评价：根据上述力学性能数据结果分析反应堆压力容器钢的辐照损伤程度，并对所述反应堆压力容器的结构完整性进行评价。

优选的，步骤S1中，所述试样组件包括：

多个拉伸试样，用于获取辐照后材料的抗拉强度、屈服强度、延伸率和断面收缩率；

多个冲击试样，用于获取辐照后材料的冲击韧性；

以及多个紧凑拉伸试样，用于获取辐照后材料的断裂韧性。

优选的，步骤S2中，所述拉伸试样、冲击试样和紧凑拉伸试样中的一种或几种安装于每一所述辐照监督管内。

优选的，所述紧凑拉伸试样包括：

试样主体，所述试样主体包括相同的第一主体部和第二主体部；所述第一主体部的上部与第二主体部的上部分别具有沿中心轴线对称设置的第一侧面和第二侧面，并形成有一用于引导和容纳引伸计的安放空间；在所述安放空间的两侧还分设有沿中心轴线对称设置的，用于与载荷施加单元固定连接的贯穿孔。

优选的，所述紧凑拉伸试样的第一侧面上依次形成有第一斜面、与第一斜面相邻的第一弧面以及第一弧面相连的第一弯折面；所述第二侧面上依次形成有第二斜面、与第二斜面相邻的第二弧面以及第二弧面相连的第二弯折面；所述第一斜面与第二斜面、第一弧面与第二弧面、以及第一弯折面与第二弯折面均沿中心轴线对称设置；所述第一侧面和第二侧面从上到下依次形成截面呈等腰梯形的缺口部、圆形部以及底部呈V型的条形缺口部；且所述截面呈等腰梯形的缺口部、圆形部以及底部呈V型的条形缺口部共同形成所述安放空间。

优选的，所述试样主体的前侧面以及后侧面均形成有侧槽，所述侧槽一端与所述底部呈V型的条形缺口部连接，另一端延伸至所述试样主体前侧面以及后侧面的最下端。

优选的，所述载荷施加单元为MTS试验机。

优选的，所述拉伸试样、冲击试样或紧凑拉伸试样的数量分别为3-5个、15-18个以及6-10个。

优选的，所述拉伸试样规格为110×20×10mm；所述冲击试样规格为55×10×10mm；所述紧凑拉伸试样规格为31.8×30×12.7mm。

本发明技术方案带来的技术效果：

1、在满足法规标准要求，不影响辐照监督预期目的的前提下，取消弯曲试样，腾出了可观了装载空间，对紧凑拉伸试样、冲击试样与拉伸试样的装载数量做了较大的优化调整，可用于获得更多的力学性能参数；

2、对紧凑拉伸试样的形状(如侧槽、缺口形状、引伸计安放位置等)做了较大的设计改进，减小其在开展断裂韧性测试时存在的风险。

附图说明

为了更清楚地说明本发明实施例中的技术方案，下面将对实施例描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。

图1是本发明实施例一中的试样组件的结构示意图；

图2是现有技术中紧凑拉伸试样的结构示意图；

图3是本发明实施例一中的紧凑拉伸试样的结构示意图；

图4是本发明实施例一提供的紧凑拉伸试样的俯视图；

图5是本发明实施例一提供的紧凑拉伸试样的正视图；

图6是本发明实施例一提供的紧凑拉伸试样的仰视图；

图7是本发明实施例二提供的反应堆压力容器辐照监督试验方法流程图。

具体实施方式

本发明针对现有反应堆压力容器辐照监督试样中因采用弯曲试样而导致辐照监督管内不能布设更多试样，各种类型的试样数量比例不够优化，且紧凑拉伸试样的设计方案不能完全满足断裂韧性的测试要求，存在一定的风险的缺陷，提供了一种新型的核电站反应堆压力容器辐照监督试验用的试样组件以及方法，以此来对各种试样的数量比例进行优化，以期获取更多的、有效的辐照监督试样力学性能数据，并且对现有的紧凑拉伸试样形状进行改进，使其能更好的满足试验要求，减少其在开展断裂韧性测试时存在的风险。其核心思想是：1)在辐照监督管中取消了弯曲试样的布置，以此来腾出装载空间，用于容纳其他类型的试样，并优化了各试样的数量比例；以此来取得更为丰富的试验数据；同时对现有紧凑拉伸试样的形状(如侧槽、缺口形状、引伸计安放位置等)做了较大的设计改进，减少其在开展开展断裂韧性测试时存在的风险。

实施例一：

图1示出了本发明提供的一种试样组件的结构示意图，该试样组件用于华龙一号核电反应堆压力容器辐照监督试验，包括：

多个拉伸试样200，用于获取辐照后材料的多种力学参数，其中包括：抗拉强度、屈服强度、延伸率和断面收缩率；

多个冲击试样300，用于获取辐照后材料的冲击韧性，具体的，可通过冲击试样获得韧脆转变曲线，进一步从该曲线上提取出上平台能量数值以及与41J(或者56J，68J)对应的温度数值，用于后续的分析计算；

以及多个紧凑拉伸试样400，用于获取辐照后材料的断裂韧性；

所述拉伸试样200、冲击试样300和紧凑拉伸试样400中的一种或几种安装于所述反应堆压力容器的辐照监督管内；

具体的，所述辐照监督管包括两个半槽壳100组成的方形管体，所述方形管体内，从上部到下部，按照实际需要设置有若干冲击试样300、若干紧凑拉伸试样400以及若干拉伸试样200，三种试样均用于辐照监督试验，且按照首尾相接的方式依次排列；进一步的，设置完上述三种试样后，所述方形管体下部由底塞500焊接封堵，上部由顶塞600焊接封堵；封堵完毕后，在所述方形管体上部靠近顶塞600处开设通气孔，用于向所述方形管体内充氦气，所述充气完毕后采用密封塞700对所述通气孔进行焊接密封；所述拉伸试样200、冲击试样300或紧凑拉伸试样400由反应堆压力容器堆芯段母材金属、焊缝金属以及热影响区材料中的一种或几种制得。

优选的，所述拉伸试样200、冲击试样300或紧凑拉伸试样400的数量分别为3-5个、15-18个以及6-10个，在本实施例中，所述拉伸试样200、冲击试样300或紧凑拉伸试样400的数量分别为5个、18个以及10个，并且所述拉伸试样200规格为110×20×10mm；所述冲击试样300规格为55×10×10mm；所述紧凑拉伸试样400规格为31.8×30×12.7mm。

需要说明的是，本实施例中，所述辐照监督管内不布设弯曲试样，表1示出了在反应堆压力容器辐照监督试验中，本发明的试样组件设置方式与现有技术的试样组件设置方式对比。

表1：

由于辐照监督管内的有效装载空间尺寸限制，导致可装载的辐照监督试样的数量非常有限，因此在设计辐照监督试样的装载方案时需基于下述因素充分论证：

(1)满足法规标准(ASTM E185)的要求；

(2)在试样数量上，应在有限的空间内尽量多装载；

(3)在各类试样数量比例设置上，应充分优化，确保发挥出最大的整体效益。

由表1中可以看出，现有技术中，由于采用了体积尺寸较大的弯曲试样，因此布设的拉伸试样、冲击试样以及紧凑拉伸试样的总数仅为26，且试样所占的总体积为429024.8mm³；而本发明中取消了弯曲试样的设置，由此腾出了辐照监督管内的空间，因此布设的拉伸试样、冲击试样以及紧凑拉伸试样的总数增加为33，试样总数较现有技术增加了约27％，且试样所占的总体积为330158mm³，试样总体积较现有技术减少了约23％，辐照监督管内的可利用空间相对增加。

测试紧凑拉伸试样可以获得J阻力曲线，并可根据该曲线推导出J_IC，K_IC值；而测试弯曲试样可获得K_IC值。由此可见，可以通过测试紧凑拉伸试样获得之前测试弯曲试样时所获得的信息(比如断裂韧性参数，K_IC)，即，即使取消弯曲试样设置，但是通过测试紧凑拉伸试样仍然可以获得通过测试弯曲试样获得的信息。

此外，为了获取更为全面、完整以及丰富的试验数据，空间有限的辐照监督管内设置的试样数量越多越好，尤其是冲击试样与紧凑拉伸试样，两者设置的数量越多，测试获得的数据的准确度越高，因此在设计上要求尽可能的多放置这两种试样。

而从表1的数据中的可以直接看出，本发明中由于取消了弯曲试样，因此使得辐照监督管内的可利用空间大幅增加，冲击试样的数量由原来的15个增加到18个(增幅20％)，紧凑试样的数量由6个增加到10个(增幅约67％)，冲击试样与紧凑拉伸试样数量的大幅增加无疑有助于提高测试获得的数据的准确度，同时紧凑拉伸试样的大幅增加还可以抵消取消弯曲试样后的影响，通过测试上述紧凑拉伸试样即可完全获得测试弯曲试样的信息。进一步的，本发明在取消了弯曲试样，增加了冲击试样以及紧凑拉伸式样数量的前提下，其试样所占的总体积仍然较现有技术减少了23％，由此可以预见的是，本发明的技术方案可以极大的增加辐照监督管内的可利用空间，所述辐照监督管内仍然可以有足够的空间来添设拉伸试样、冲击试样以及紧凑拉伸式样的数量，以期获得更为丰富、准确的实验数据。

其次，图2示出了现有紧凑拉伸试样的结构示意图，其包括：主体1，所述主体1两侧对称设置有圆孔2，所述圆孔2用于与载荷施加单元固定连接，所述载荷施加单元通过所述圆孔对所述主体施加载荷；所述主体上1开设有缺口部3，所述缺口部3可以引导并容纳引伸计，所述引伸计用于在所述紧凑拉伸试样被施加载荷时，检测监测所述紧凑拉伸试样的力学参数变化情况。

而由于辐照监督试样是在核电站首次装料运行之前全部装载完毕，基于现有的设备与技术水平，后续在力学性能测试环节又不具备对试样进行再加工优化与返修的能力。因此，尤其是紧凑拉伸试样的设计应充分考虑到后续测试过程中可能存在的各类风险。针对该缺陷，本实施例给出了对于现有紧凑拉伸试样进行改进的方案，图3即示出了本发明中紧凑拉伸试样的结构图：

所述紧凑拉伸试样400包括：

试样主体，其包括相同的第一主体部4和第二主体部5；所述第一主体部4的上部与第二主体部5的上部分别具有沿中心轴线对称设置的第一侧面6和第二侧面7，并形成有一用于引导和容纳引伸计的安放空间；在所述安放空间的两侧还分设有沿中心轴线对称设置的，用于与载荷施加单元固定连接的贯穿孔8和9，本实施例中，所述载荷施加单元为MTS试验机。

优选的，所述紧凑拉伸试样400的第一侧面6上依次形成有第一斜面10、与第一斜面10相邻的第一弧面11以及第一弧面11相连的第一弯折面12；所述第二侧面7上依次形成有第二斜面13、与第二斜面13相邻的第二弧面14以及第二弧面14相连的第二弯折面15；所述第一斜面10与第二斜面13、第一弧面11与第二弧面14、以及第一弯折面12与第二弯折面15均沿中心轴线对称设置；所述第一侧面6和第二侧面7从上到下依次形成截面呈等腰梯形的缺口部、圆形部以及底部呈V型的条形缺口部；且所述截面呈等腰梯形的缺口部、圆形部以及底部呈V型的条形缺口部共同形成所述安放空间。

需要说明的是，本发明的引伸计可安放在所述贯穿孔8和9原点的连线上，

这样，所述引伸计的安放位置将由试样端面调整到载荷加载线上(即上述所述贯穿孔8和9原点的连线上)，该种设置方式可通过引伸计直接测试获得试验时试样缺口的张开位移，进而绘制得到载荷-裂纹张开位移曲线，否则，引伸计测试获得的是试样端面的变形位移，进一步则需要根据几何相似的原理计算试样缺口的张开位移，步骤繁琐，且精确度低，尤其是当试样缺口张开量较大时，此时试样已显著变形，上述几何相似的原理则不再适用。

优选的，所述试样主体的前侧面以及后侧面均形成有侧槽16，所述侧槽16一端与所述底部呈V型的条形缺口部连接，另一端延伸至所述试样主体前侧面以及后侧面的最下端。

图4-6分别示出了本发明中的紧凑拉伸试样的俯视图、正视图以及仰视图。

从图4,6中可以看出，所述侧槽16可以优选为V型，且相对于所述紧凑拉伸试样400的纵切面对称设置在所述紧凑拉伸试样400的试样主体的前侧面以及后侧面上。

本发明提供的紧凑拉伸试样中增加所述侧槽16的作用如下：

1)相对现有技术中无侧槽的紧凑拉伸试样，本发明紧凑拉伸试样中设置的侧槽可增加约束的程度，有利于在预制裂纹时，产生的裂纹前缘能获得更为均匀的应力状态分布和抑制剪切唇的扩展；

2)预制裂纹后，所述侧槽有助于消除裂纹前缘的非线性部分，减少初始裂纹的弯曲部分，可控制在矩形截面的紧凑拉伸试样中的裂纹尖端平直度，使其进一步满足对于裂纹尖端平直度的要求；

3)增加所述侧槽后，将更有利于试验过程满足Pmax/PQ的要求(注：Pmax为试验时对试样施加的最大载荷，PQ为裂纹失稳扩张的临界载荷，标准要求Pmax/PQ≤1.10，进一步可确保试验数据的有效性；而现有的无侧槽的紧凑拉伸试样获得有效试验数据相对困难；

4)由于试样的微观组织结构与取向，没有侧槽的紧凑拉伸试样可能表现出裂纹隧道效应，从而导致试验数据更分散，而所述侧槽有助于保持在平面应变条件下裂纹以平面方式扩展，保证试验数据高度集中且有效。

实施例二：

如图7所示，本发明提供了一种反应堆压力容器辐照监督试验方法，该方法同样用于华龙一号核电反应堆压力容器辐照监督试验，包括如下步骤：

S1、试样制备：选取反应堆压力容器堆芯段母材金属、焊缝金属以及热影响区材料中的一种或几种，并将其加工成辐照监督用试样；

S2、试样安装：在上述反应堆压力容器内设置多个辐照监督管，将上述辐照监督试样组件安装于每一所述辐照监督管内；

S3、试样测试：根据辐照监督大纲，定期从所述反应堆压力容器中抽取出辐照监督管，然后解剖取出所述辐照监督管内的辐照监督试样组件，开展力学性能测试，获得所述辐照监督试样组件的力学性能数据；

S4、结果评价：根据上述力学性能数据结果分析反应堆压力容器钢的辐照损伤程度，并对所述反应堆压力容器的结构完整性进行评价。

其中辐照监督试样组件的类型、数量以及结构均与实施例相同。

综上所述，本发明在辐照监督管中取消了弯曲试样的布置，以此来腾出装载空间，用于容纳其他类型的试样，并优化了各试样的数量比例；以此来取得更为丰富的试验数据；同时对现有紧凑拉伸试样的形状(如侧槽、缺口形状、引伸计安放位置等)做了较大的设计改进，减少其在开展开展断裂韧性测试时存在的风险。

本领域普通技术人员可以理解实现上述实施例的全部或部分步骤可以通过硬件来完成，也可以通过程序来指令相关的硬件完成，所述的程序可以存储于一种计算机可读存储介质中，上述提到的存储介质可以是只读存储器，磁盘或光盘等。

以上所述仅为本发明的较佳实施例，并不用以限制本发明，凡在本发明的精神和原则之内，所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。