本发明属于核电技术领域，更具体地说，本发明涉及一种核电站监测与评估反应堆压力容器钢辐照损伤的方法。
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，其中中子辐照损伤是其主要失效方式之一，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，材料硬化。
为了确保反应堆压力容器运行的安全性，目前主要通过采用传统的辐照监督方法对其辐照损伤程度进行监控与评价，其具体实施方法如下：
(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4到6根辐照监督管，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辐照监督管，安装辐照防护要求包装后长途运输至定点的热室机构，解剖取出拉伸、冲击等试样开展力学性能测试，获得辐照监督试样的钢辐照后的强度与韧性力学性能数据；
(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、适时调整反应堆系统的运行参数等。
以上传统辐照监督方法具有以下缺点：
(1)受限于反应堆压力容器内部空间限制，装载的辐照监督管数量十分有限，由于现有技术不能实现运行一段时间后再补充安装辐照监督管，因此必须在首次装料运行前一次性装载完毕，这种方式不能完全满足将来核电站延寿时对反应堆压力容器的辐照监督要求；
(2)目前国内仅有四川与北京两处具备热室机构，辐照监督管从反应堆压力容器中抽取出后，必须从核电站长途跨省远距离运输至定点热室机构，由于辐照监督管具有非常高的强放射性，因此运输过程中安保要求非常高、运输成本非常大、周期较长；
(3)由于辐照监督试样的力学性能测试属于破坏性试验，因此测试完成后将产生大量放射性废物，后续三废处理量较大，成本较高；
(4)因辐照监督试样来源于堆芯区锻件的余料，因此这种方式仅能从整体上监控反应堆压力容器堆芯区辐照的损伤程度，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程度；
(5)不具备实现监控反应堆压力容器钢辐照损伤的能力，仅可获得某些特定时间点(取决于辐照监督管抽取时间)反应堆压力容器钢的辐照损伤程度。
有鉴于此，确有必要提供一种经济、环保、安全、高效的核电站监测与评估反应堆压力容器钢辐照损伤的方法。
技术实现要素：
本发明的发明目的在于：提供一种经济、环保、安全、高效的核电站监测与评估反应堆压力容器钢辐照损伤的方法。
为了实现上述发明目的，本发明提供一种核电站监测与评估反应堆压力容器钢辐照损伤的方法，其包括以下步骤：
s1、安全阈值确定：确定并记录反应堆压力容器的无延性转变温度的上限临界值(rtndt)上限和上平台能量的下限临界值(use)下限；
s2、实时监测：核电站正常运行期间，测得任意时间点反应堆压力容器监测部位辐照损伤后的磁化率χ；
s3、分析计算：根据实时测得的磁化率χ，计算反应堆压力容器辐照损伤过程中的实时无延性转变温度rtndt、实时上平台能量use、实时抗拉强度rm和实时屈服强度rp0.2；
s4、安全评估：基于磁化率的下降速率和获得的实时无延性转变温度rtndt、实时上平台能量use、实时抗拉强度rm和实时屈服强度rp0.2，对反应堆压力容器钢辐照损伤程度进行分析评估。
作为本发明核电站监测与评估反应堆压力容器钢辐照损伤的方法的一种改进，所述无延性转变温度上限临界值(rtndt)上限和上平台能量下限临界值(use)下限根据核电站所在国家的核安全法规要求、核电站运行时所采用的核安全大纲、反应堆压力容器的具体部位确定而得到。
作为本发明核电站监测与评估反应堆压力容器钢辐照损伤的方法的一种改进，基于实时测得的所述磁化率χ，根据公式(1)至公式(4)计算反应堆压力容器钢辐照损伤过程中的实时无延性转变温度rtndt、实时上平台能量use、实时抗拉强度rm和实时屈服强度rp0.2：
rtndt＝a1+b1·χ(1)
use＝a2+b2·χ(2)
rm＝a3+b3·χ(3)
rp0.2＝a4+b4·χ(4)
其中，a1的取值范围为450～680，b1的取值范围为-18～-35；
a2的取值范围为270～420，b2的取值范围为45～75；
a3和a4的取值范围为1200～2000，b3和b4的取值范围为-80～-135。
作为本发明核电站监测与评估反应堆压力容器钢辐照损伤的方法的一种改进，所述a1与b1、a2与b2、a3与b3、a4与b4的取值可分别通过反应堆压力容器钢未辐照初始状态的磁化率(χ)初始与无延性转变温度(rtndt)初始、上平台能量(use)初始、抗拉强度(rm)初始和屈服强度(rp0.2)初始，并结合传统的辐照监督试样力学性能试验加以确定或修正。
作为本发明核电站监测与评估反应堆压力容器钢辐照损伤的方法的一种改进，所述磁化率(χ)初始的测试过程为：在所述反应堆压力容器安装到位之后，在核电站首次装料运行之前，测得所述反应堆压力容器钢的初始磁化率(χ)初始。
作为本发明核电站监测与评估反应堆压力容器钢辐照损伤的方法的一种改进，所述(rtndt)初始、(use)初始、(rm)初始和(rp0.2)初始可从反应堆压力容器设备制造厂提供的设备完工报告中查询获得。
作为本发明核电站监测与评估反应堆压力容器钢辐照损伤的方法的一种改进，所述a1、a2、a3和a4，b1、b2、b3和b4的取值影响因素包括：反应堆压力容器钢的材料中合金元素成分含量、材料的缺陷分布类型及数量浓度、材料制造时的实际热处理工艺，以及核电站运行期间反应堆堆芯中子辐照场能谱的大小特征。
作为本发明核电站监测与评估反应堆压力容器钢辐照损伤的方法的一种改进，当获得的实时无延性转变温度rtndt<(rtndt)上限，且实时上平台能量use>(use)下限时，将所述实时无延性转变温度rtndt、实时上平台能量use、实时抗拉强度rm和实时屈服强度rp0.2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。
作为本发明核电站监测与评估反应堆压力容器钢辐照损伤的方法的一种改进，预先设定磁化率下降速率的预警值，在获得的实时无延性转变温度rtndt<(rtndt)上限，且实时上平台能量use>(use)下限时，当实时测得的磁化率下降速率超过预设的预警值时，对反应堆压力容器开展进一步的安全评估论证。当磁化率下降速率超过预警值时，则反映出核电站运行出现异常，反应堆压力容器钢辐照脆化程度加快，需要开展进一步的安全评估论证。
作为本发明核电站监测与评估反应堆压力容器钢辐照损伤的方法的一种改进，所述磁化率下降速率的预警值≥1％/年。
作为本发明核电站监测与评估反应堆压力容器钢辐照损伤的方法的一种改进，当获得的实时无延性转变温度rtndt≥(rtndt)上限，或实时上平台能量use≤(use)下限时，对反应堆压力容器开展全面的安全评估论证。
相对于现有技术，本发明核电站监测与评估反应堆压力容器钢辐照损伤的方法具有以下有益技术效果：
(1)根据磁化率与力学性能参数的函数关系，可实现对反应堆压力容器钢损伤程度的实时监测，并结合磁化率的下降速率，双重监测保证压力容器在运行过程中的安全性；
(2)由于反应堆压力容器钢的磁化率测试是无损的，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，实现实时监测；
(3)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，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；
(4)可同时监控反应堆压力容器多个位置的辐照损伤程度，尤其适用于监控在役检查时发现的微裂纹或疑似微裂纹的萌生、扩展行为。
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。
目前，核电站的反应堆压力容器钢多采用锰镍钼低合金钢材料，而通过实验研究表明：该材料的磁化率在中子辐照过程中的变化率在一定条件下呈现出较好的规律，且与该材料的辐照损伤程度有较好的相关性。因此，可通过监测反应堆压力容器运行服役过程中反应堆压力容器钢的磁化率来分析获得反应堆压力容器钢力学性能的变化情况，进而评估反应堆压力容器的辐照损伤程度，可用于开展反应堆压力容器辐照损伤过程中的结构完整性的安全评价、寿命预测等工作。
实施例1
一种核电站监测与评估反应堆压力容器钢辐照损伤的方法，其包括以下步骤：
核电站首次装料运行之前，测得反应堆压力容器钢监测部位的初始磁化率(χ)初始＝11.42，并从反应堆压力容器钢设备制造厂提供的设备完工报告中查询并记录未辐照初始状态的无延性转变温度(rtndt)初始＝241k、上平台能量(use)初始＝335j、抗拉强度(rm)初始＝483mpa和屈服强度(rp0.2)初始＝591mpa。
s1、安全阈值确定：确定并记录反应堆压力容器的无延性转变温度上限临界值(rtndt)上限＝366k和上平台能量下限临界值(use)下限＝68j。
上述临界阈值的具体数值取决于所监测的核电站所在国家的核安全法规要求、核电站运行时所采用的核安全大纲以及反应堆压力容器的具体部位等。本专利中提供的具体数值来源于美国核管会导则rg1.99(1988版)对反应堆压力容器堆芯段位置母材的要求。
s2、实时监测：核电站正常运行20年后，测得反应堆压力容器钢监测部位辐照损伤后的磁化率χ＝10.15，相比于上一年度，磁化率下降速率为0.56％/年。
s3、分析计算：根据公式(1)至公式(4)计算反应堆压力容器钢辐照损伤过程中的实时无延性转变温度rtndt、实时上平台能量use、实时抗拉强度rm和实时屈服强度rp0.2：
rtndt＝a1+b1·χ(1)
use＝a2+b2·χ(2)
rm＝a3+b3·χ(3)
rp0.2＝a4+b4·χ(4)
其中，a1的取值范围为450～680，b1的取值范围为-18～-35；
a2的取值范围为270～420，b2的取值范围为45～75；
a3和a4的取值范围为1200～2000，b3和b4的取值范围为-80～-135。
根据反应堆压力容器钢的材料合金元素成分含量、材料的缺陷分布类型及数量浓度、材料制造时的实际热处理工艺，以及核电站运行期间反应堆堆芯中子辐照场能谱大小特征的影响，并结合反应堆压力容器钢初始状态的磁化率(χ)初始与无延性转变温度(rtndt)初始、上平台能量(use)初始、抗拉强度(rm)初始和屈服强度(rp0.2)初始，以及该反应堆早期的辐照监督试样测试数据加以修正后确定，a1取值534，b1取值-25，a2取值-342，b2取值59，a3取值1756，b3取值-102，a4取值1743，b4取值-110。因此，公式(1)至公式(4)为：
rtndt＝534-25χ(1)
use＝-342+59χ(2)
rm＝1756-102χ(3)
rp0.2＝1743-110χ(4)
在测得的实时磁化率χ＝10.15时，可计算出实时无延性转变温度rtndt、实时上平台能量use、实时抗拉强度rm和实时屈服强度rp0.2：
rtndt＝534-25×10.15＝280k
use＝-342+59×10.15＝257j
rm＝1756-102×10.15＝721mpa
rp0.2＝1743-110×10.15＝627mpa。
s4、安全评估：
rtndt＝280k<(rtndt)上限＝366k，同时，use＝257j>(use)下限＝68j，所以将上述计算出的实时无延性转变温度rtndt、实时上平台能量use、实时抗拉强度rm和实时屈服强度rp0.2作为分析输入参数，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；具体过程与传统的辐照监督分析方法相同。
预先设定的磁化率下降速率的预警值为1％/年，本实施例中磁化率χ下降速率为0.56％/年，低于安全预警值1％/年，因此无需对反应堆压力容器开展进一步的安全评估论证。
对比例1
为验证本发明核电站监测与评估反应堆压力容器钢辐照损伤的方法的有效性，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，实测并获得其实时无延性转变温度rtndt、实时上平台能量use、实时抗拉强度rm和实时屈服强度rp0.2。
表1列出了实施例1与对比例1得出的实时无延性转变温度rtndt、实时上平台能量use、实时抗拉强度rm和实时屈服强度rp0.2。
表1
通过表1可以看出，实施例1采用本发明核电站监测与评估反应堆压力容器钢辐照损伤的方法计算得到的实时无延性转变温度rtndt、实时上平台能量use、实时抗拉强度rm和实时屈服强度rp0.2的数值与对比例1实测值非常接近；偏差值均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，而且由于反应堆压力容器钢的磁化率测试是无损的，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。再结合磁化率的下降速率，双重监测，可保证压力容器在运行过程中的安全性。
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)根据磁化率对力学性能参数的函数关系，可实现对反应堆压力容器钢损伤程度的实时监测，并结合磁化率的下降速率，双重监测保证压力容器在运行过程中的安全性；
(2)由于反应堆压力容器钢的磁化率测试是无损的，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，实现实时监测；
(3)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，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；
(4)可同时监控反应堆压力容器多个位置的辐照损伤程度，尤其适用于监控在役检查时发现的微裂纹或疑似微裂纹的萌生、扩展行为。
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。