一种监控核电站反应堆压力容器辐照损伤的方法和装置与流程

本发明涉及核电站反应堆压力容器安全运行领域，尤其涉及一种用于实时监控核电站反应堆压力容器辐照损伤的方法。

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。

目前，我国在役、在建核电站的反应堆压力容器钢均为锰镍钼低合金钢材料，法国AFCEN牌号为16MND5，类似于美国ASME牌号SA-508-III钢。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上述辐照监督管，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、冲击等力学性能试样开展力学性能测试，获得辐照监督试样的拉伸性能与韧脆转变曲线，获得反应堆压力容器钢辐照后的力学性能数据；(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以及适时调整反应堆系统的运行参数等。

但上述方法具有如下缺点：

(1)受限于反应堆压力容器的内部空间，可装载的辐照监督管数量十分有限，不能对反应堆压力容器的多个部位(包括特定部位)进行监测，且上述辐照监督管必须在首次装料运行前一次性装载完毕，运行过程中不能补充安装辐照监督管，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)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，而目前国内仅有四川与北京两个单位具备该热室，并且由于辐照监督管具有非常高的强放射性，因此运输过程中的安保要求非常高、运输成本大、周期长；

(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，成本高；

(4)由于辐照监督试样来源于堆芯区锻件的余料，因此上述方法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，不能监控反应堆压力容器的其他零部件，尤其是特定位置的辐照损伤程度。

(5)上述方法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)的反应堆压力容器钢的辐照损伤程度。

因此有必要提供一种经济、环保、安全、高效，能实时监测反应堆压力容器多个部位(包括特定部位)辐照损伤的核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法。

技术实现要素：

针对上述传统辐照监督方法监控与评价反应堆压力容器钢辐照损伤程度方法中存在的多种问题，本发明提供了一种经济、环保、安全、高效，能实时监测反应堆压力容器多个部位(包括特定部位)辐照损伤的核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法。

本发明就上述技术问题而提出的技术方案如下：

一方面，提供一种通过监测电阻率变化来实时监控反应堆压力容器辐照损伤的方法，包括如下步骤：

S1、建立基准：测得反应堆压力容器钢的初始电阻率ρ₀；

S2、实时监测：在核电站正常运行期间，实时获取某个特定时间点的所述反应堆压力容器钢辐照损伤后的电阻率ρ；

S3、分析计算：基于所述初始电阻率ρ₀和实时监测所得的所述反应堆压力容器钢辐照损伤后的电阻率ρ计算所述反应堆压力容器钢辐照损伤后电阻率的变化率δ(ρ)；并根据所述损伤后电阻率的变化率δ(ρ)获得所述反应堆压力容器钢在辐照损伤中的宏观力学性能参数；

S4、安全评估：依据所述宏观力学性能参数分析评估所述反应堆压力容器的辐照损伤度。

优选地，所述宏观力学性能参数为实时抗拉强度R_m、实时屈服强度R_p0.2、实时上平台能量USE以及实时无延性转变温度RT_NDT中的至少一项。

优选地，步骤S1中，所述初始电阻率ρ₀的测得过程为：在所述反应堆压力容器安装到位之后，并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电阻率ρ₀。

优选地，步骤S1中，在核电站热试期间测得所述初始电阻率ρ₀。

优选地，步骤S3中包括如下步骤：

S3a、计算所述反应堆压力容器钢辐照损伤后电阻率的变化率δ(ρ)：

依据公式(1)计算所述反应堆压力容器钢辐照损伤后电阻率的变化率δ(ρ)，其中所述公式(1)为：

δ(ρ)＝(ρ-ρ₀)/ρ₀ (1)

S3b、依据公式(2-1)-(2-4)计算所述反应堆压力容器钢在辐照损伤中抗拉强度R_m变化率δ(R_m)、实时屈服强度R_p0.2变化率δ(R_p0.2)、实时上平台能量USE变化率δ(USE)以及实时无延性转变温度RT_NDT变化率δ(RT_NDT)中的至少一项，其中所述公式(2-1)-(2-4)分别为：

δ(R_m)＝λ₁·δ(ρ) (2-1)

δ(R_p0.2)＝λ₂·δ(ρ) (2-2)

δ(USE)＝λ₃·δ(ρ) (2-3)

δ(RT_NDT)＝λ₄·δ(ρ) (2-4)

其中：λ₁，λ₂，λ₃以及λ₄均为比例系数，通常取值范围为0.85-1.35，其取值影响因素包括：反应堆压力容器钢初始状态的微观组织特征以及核电站运行期间反应堆中子辐照场的能谱；

S3c、依据公式(3-1)-(3-4)计算所述反应堆压力容器钢在辐照损伤中实时抗拉强度R_m、实时屈服强度R_p0.2、实时上平台能量USE以及实时无延性转变温度RT_NDT中的至少一项，其中所述公式(3-1)-(3-4)分别为：

δ(R_m)＝[R_m-(R_m)_初始]/(R_m)_初始 (3-1)

δ(R_p0.2)＝[R_p0.2-(R_p0.2)_初始]/(R_p0.2)_初始 (3-2)

δ(USE)＝[USE-(USE)_初始]/(USE)_初始 (3-3)

δ(RT_NDT)＝[RT_NDT-(RT_NDT)_初始]/(RT_NDT)_初始 (3-4)

其中：(R_m)_初始为反应堆压力容器钢初始状态的抗拉强度；

(R_p0.2)_初始为反应堆压力容器钢初始状态的屈服强度；

(USE)_初始为反应堆压力容器钢初始状态的上平台能量；

(RT_NDT)_初始为反应堆压力容器钢初始状态的无延性转变温度；

上述(R_m)_初始、(R_p0.2)_初始、(USE)_初始以及(RT_NDT)_初始均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。

优选地，对于特定的核电站与反应堆压力容器，上述λ₁，λ₂，λ₃以及λ₄也可通过传统的辐照监督试样力学性能试验加以确定或者修正。

优选地，步骤S4中的安全评估过程为：将所述实时抗拉强度R_m、实时屈服强度R_p0.2、实时上平台能量USE以及实时无延性转变温度RT_NDT中的至少一项作为分析输入参数，根据所述分析输入参数对所述反应堆压力容器的辐照损伤度进行安全评估。

优选地，所述根据所述分析输入参数对所述反应堆压力容器的辐照损伤度进行安全评估的步骤包括：设置预设条件，当所述分析输入参数的数值满足所述预设条件时，发出预警。

另一方面，还提供了一种通过监测电阻率变化来实时监控反应堆压力容器辐照损伤的装置，包括：

检测单元以及评估单元，所述检测单元一端连接反应堆压力容器，用于检测反应堆压力容器钢的电阻率，另一端连接所述评估单元；所述评估单元用于根据所述检测到的反应堆压力容器钢的电阻率计算得出所述反应堆压力容器钢辐照损伤后电阻率的变化率，并根据所述反应堆压力容器钢辐照损伤后电阻率的变化率计算得出反应堆压力容器钢在辐照损伤中的宏观力学性能参数，并根据所述宏观力学性能参数对所述反应堆压力容器的辐照损伤度进行安全评估。

优选地，所述反应堆压力容器钢的电阻为：在所述反应堆压力容器安装到位之后，并在核电站首次装料运行之前，测得的所述反应堆压力容器钢的初始电阻率ρ₀，以及在核电站正常运行期间，实时测得的某个特定时间点的所述反应堆压力容器钢辐照损伤后的电阻率ρ。

优选的，所述评估单元包括存储单元，用于存储所述检测单元检测到的所述反应堆压力容器钢的电阻率；计算单元，用于根据所述检测到的反应堆压力容器钢的电阻率计算得出所述反应堆压力容器钢辐照损伤后电阻率的变化率，并根据所述反应堆压力容器钢辐照损伤后电阻率的变化率计算得出反应堆压力容器钢在辐照损伤中的宏观力学性能参数；以及判断单元，用于根据所述计算得出的反应堆压力容器钢在辐照损伤中的宏观力学性能参数来对所述反应堆压力容器的辐照损伤度进行安全评估。

优选地，所述根据所述检测到的反应堆压力容器钢的电阻计算得出所述反应堆压力容器钢辐照损伤后电阻率的变化率的过程为：依据公式(1)计算所述反应堆压力容器钢辐照损伤后电阻率的变化率δ(ρ)，其中所述公式(1)为：

δ(ρ)＝(ρ-ρ₀)/ρ₀ (1)。

优选地，所述宏观力学性能参数为实时抗拉强度R_m、实时屈服强度R_p0.2、实时上平台能量USE以及实时无延性转变温度RT_NDT中的至少一项。

优选地，所述根据所述反应堆压力容器钢辐照损伤后电阻率的变化率计算得出反应堆压力容器钢在辐照损伤中的宏观力学性能参数的过程为：

依据公式(2-1)-(2-4)计算所述反应堆压力容器钢在辐照损伤中抗拉强度R_m变化率δ(R_m)、实时屈服强度R_p0.2变化率δ(R_p0.2)、实时上平台能量USE变化率δ(USE)以及实时无延性转变温度RT_NDT变化率δ(RT_NDT)中的至少一项，其中所述公式(2-1)-(2-4)分别为：

δ(R_m)＝λ₁·δ(ρ) (2-1)

δ(R_p0.2)＝λ₂·δ(ρ) (2-2)

δ(USE)＝λ₃·δ(ρ) (2-3)

δ(RT_NDT)＝λ₄·δ(ρ) (2-4)

其中：λ₁，λ₂，λ₃以及λ₄均为比例系数，通常取值范围为0.85-1.35，其取值影响因素包括：反应堆压力容器钢初始状态的微观组织特征以及核电站运行期间反应堆中子辐照场的能谱；

再依据公式(3-1)-(3-4)计算所述反应堆压力容器钢在辐照损伤中的实时抗拉强度R_m、实时屈服强度R_p0.2、实时上平台能量USE以及实时无延性转变温度RT_NDT中的至少一项，其中所述公式(3-1)-(3-4)分别为：

δ(R_m)＝[R_m-(R_m)_初始]/(R_m)_初始 (3-1)

δ(R_p0.2)＝[R_p0.2-(R_p0.2)_初始]/(R_p0.2)_初始 (3-2)

δ(USE)＝[USE-(USE)_初始]/(USE)_初始 (3-3)

δ(RT_NDT)＝[RT_NDT-(RT_NDT)_初始]/(RT_NDT)_初始 (3-4)

其中：(R_m)_初始为反应堆压力容器钢初始状态的抗拉强度；

(R_p0.2)_初始为反应堆压力容器钢初始状态的屈服强度；

(USE)_初始为反应堆压力容器钢初始状态的上平台能量；

(RT_NDT)_初始为反应堆压力容器钢初始状态的无延性转变温度；

上述(R_m)_初始、(R_p0.2)_初始、(USE)_初始以及(RT_NDT)_初始均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。

优选的，在所述判断单元中设置预设条件，将所述实时抗拉强度R_m、实时屈服强度R_p0.2、实时上平台能量USE以及实时无延性转变温度RT_NDT中的至少一项作为分析输入参数输入所述判断单元，当所述分析输入参数的数值满足所述预设条件时，所述判断单元发出预警。

优选地，所述装置还包括显示单元，所述显示单元连接所述评估单元，用于显示所述宏观力学性能参数以及对所述反应堆压力容器辐照损伤度的安全评评估果。

本发明的技术方案具有如下技术效果：

(1)可实时测试核电站运行期间反应堆压力容器钢的电阻率，并实时计算获得出反应堆压力容器钢的力学性能变化数据；

(2)由于反应堆压力容器钢的电阻率测试是无损的，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；

(3)测试设备及操作不需要特殊的辐射安全防护要求，且测试设备对外界空间无特殊要求，成本低廉、安全性好，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。

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是本发明实施例一提供的实时监控反应堆压力容器辐照损伤的方法步骤流程图；

图2是本发明实施例二提供的实时监控反应堆压力容器辐照损伤的装置结构示意图。

具体实施方式

本发明针对现有反应堆压力容器辐照损伤监督技术中存在的：现有反应堆压力容器辐照损伤监督方法由于可装载的辐照监督管数量的限制，不能对反应堆压力容器进行多部位的检测，不能满足未来核电站延寿时对反应堆压力容器辐照监督的要求；辐照监督管运输时安保要求高、辐照监督试样测试时放射性防护要求高、成本高以及周期长，后续三废处理压力大；以及不能监控反应堆压力容器特定部位的辐照损伤程度等问题，旨在提供一种经济、环保、安全、高效，能实时监测反应堆压力容器多个部位(包括特定部位)辐照损伤的核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法以及装置。其核心思想是：目前，我国在役、在建核电站的反应堆压力容器钢均为锰镍钼低合金钢材料，法国AFCEN牌号为16MND5，类似于美国ASME牌号SA-508-III钢。而通过实验研究表明：该材料的电阻率在中子辐照过程中的变化率呈现出较好的规律性，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电阻率的变化情况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，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。

实施例一：

图1示出了一种实时监控反应堆压力容器辐照损伤的方法步骤：

S1、建立基准：测得反应堆压力容器钢的初始电阻率ρ₀；具体的，可采用“四引线法(又称四点法或者四端法)”来测得反应堆压力容器堆芯区钢的初始电阻率ρ₀为30.3μΩ·cm，也可采用其它常规方法测得反应堆压力容器的初始电阻率ρ0。

S2、实时监测：在核电站正常运行期间，实时获取某个特定时间点的所述反应堆压力容器钢辐照损伤后的电阻率ρ；具体的，可采用“四引线法(又称四点法或者四端法)”来测得反应堆压力容器辐照损伤后同一位置的实时电阻率ρ为36.9μΩ·cm，也可采用其它常规方法测得反应堆压力容器钢辐照损伤后的电阻率ρ。

S3、分析计算：先基于所述初始电阻率ρ₀和实时监测所得的所述反应堆压力容器钢辐照损伤后的电阻率ρ计算所述反应堆压力容器钢辐照损伤后电阻率的变化率δ(ρ)；具体的，根据公式(1)计算所述反应堆压力容器堆芯区钢辐照损伤后电阻率的变化率δ(ρ)，其中所述公式(1)为：

δ(ρ)＝(ρ-ρ₀)/ρ₀ (1)

计算得出所述反应堆压力容器钢堆芯区的辐照损伤后电阻率的变化率δ(ρ)为21.78％。

进一步的，再根据所述损伤后电阻率的变化率δ(ρ)获得所述反应堆压力容器钢在辐照损伤中的宏观力学性能参数的变化率；所述宏观力学性能参数为实时抗拉强度R_m、实时屈服强度R_p0.2、实时上平台能量USE以及实时无延性转变温度RT_NDT中的至少一项，其对应的变化率分别为实时抗拉强度R_m变化率δ(R_m)、实时屈服强度R_p0.2变化率δ(R_p0.2)、实时上平台能量USE变化率δ(USE)以及实时无延性转变温度RT_NDT变化率δ(RT_NDT)；

具体的，根据所述公式(2-1)-(2-4)分别计算所述实时抗拉强度R_m变化率δ(R_m)、实时屈服强度R_p0.2变化率δ(R_p0.2)、实时上平台能量USE变化率δ(USE)以及实时无延性转变温度RT_NDT变化率δ(RT_NDT)中的至少一项，所述公式(2-1)-(2-4)分别为：

δ(R_m)＝λ₁·δ(ρ) (2-1)

δ(R_p0.2)＝λ₂·δ(ρ) (2-2)

δ(USE)＝λ₃·δ(ρ) (2-3)

δ(RT_NDT)＝λ₄·δ(ρ) (2-4)

其中：λ₁，λ₂，λ₃以及λ₄均为比例系数，通常取值范围为0.85-1.35，具体的取值可根据反应堆压力容器钢初始状态的微观组织特征(如晶粒度、位错类型、数量、第二相分布特点等)以及核电站运行期间反应堆中子辐照场能谱等因素综合确定，对于特定的核电站与反应堆压力容器，上述λ₁，λ₂，λ₃以及λ₄也可通过传统的辐照监督试样力学性能试验加以确定或者修正。

本实施例中，λ₁，λ₂，λ₃以及λ₄分别取值为：0.95，1.35，1.02，0.85，由此计算得出实时抗拉强度R_m变化率δ(R_m)为20.69％、实时屈服强度R_p0.2变化率δ(R_p0.2)为29.40％、实时上平台能量USE变化率δ(USE)为22.22％，实时无延性转变温度RT_NDT变化率δ(RT_NDT)为18.51％。

进一步根据公式(3-1)-(3-4)计算得出实时抗拉强度R_m、实时屈服强度R_p0.2、实时上平台能量USE以及实时无延性转变温度RT_NDT，所述公式(3-1)-(3-4)分别为：

δ(R_m)＝[R_m-(R_m)_初始]/(R_m)_初始 (3-1)

δ(R_p0.2)＝[R_p0.2-(R_p0.2)_初始]/(R_p0.2)_初始 (3-2)

δ(USE)＝[USE-(USE)_初始]/(USE)_初始 (3-3)

δ(RT_NDT)＝[RT_NDT-(RT_NDT)_初始]/(RT_NDT)_初始 (3-4)

其中：(R_m)_初始为反应堆压力容器钢初始状态的抗拉强度；

(R_p0.2)_初始为反应堆压力容器钢初始状态的屈服强度；

(USE)_初始为反应堆压力容器钢初始状态的上平台能量；

(RT_NDT)_初始为反应堆压力容器钢初始状态的无延性转变温度；

上述(R_m)_初始、(R_p0.2)_初始、(USE)_初始以及(RT_NDT)_初始均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。本实施例中，经查询得到上述(R_m)_初始、(R_p0.2)_初始、(USE)_初始以及(RT_NDT)_初始分别为591MPa，483MPa，335J以及241K。

具体计算过程为：

R_m＝(R_m)_初始×[1+δ(R_m)]＝591×(1+20.69％)＝713MPa

R_P0.2＝(R_P0.2)_初始×[1+δ(R_P0.2)]＝483×(1+29.40％)＝625MPa

USE＝(USE)_初始×[1-δ(USE)]＝335×(1-22.22％)＝261J

注：反应堆压力容器钢中子辐照损伤后，其上平台能量降低，其数值对应减小，因此该处为[1-δ(USE)]，而非[1+δ(USE)]。

RT_NDT＝(RT_NDT)_初始×[1+δ(RT_NDT)]＝241×(1+18.51％)＝285K

注：为便于计算，无延性转变温度RT_NDT的单位采用绝对温度单位，而非通常采用的摄氏温度单位，两者之间的换算关系为：绝对温度(K)＝273+摄氏温度(℃)；

S4、安全评估：依据所述宏观力学性能参数分析评估所述反应堆压力容器的辐照损伤度。

为验证本发明所述方法的有效性，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，测试获得其抗拉强度、屈服强度、上平台能量与无延性转变温度。表1示出了经过本发明计算得出以及经过传统的反应堆压力容器辐照监督试样试验得出的各力学性能参数数值。

通过表1可看出，可以看出采用本发明所述方法计算得到的力学性能参数数值与实测值非常接近。该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。

表1

注：

(1)负号“-”表示负值，即辐照后反应堆压力容器钢的上平台能量USE是降低的；

(2)限于目前测试手段的局限性，根据经验业内公认该值的测试误差通常在±5℃之内，个别情况可达±10℃。

实施例二：

参见图2，其示出了一种通过监测电阻率变化来实时监控反应堆压力容器辐照损伤的装置，包括：

检测单元以及评估单元，所述检测单元一端连接反应堆压力容器，用于检测反应堆压力容器钢的电阻率，另一端连接所述评估单元；所述评估单元用于根据所述检测到的反应堆压力容器钢的电阻率计算得出所述反应堆压力容器钢辐照损伤后电阻率的变化率，并根据所述反应堆压力容器钢辐照损伤后电阻率的变化率计算得出反应堆压力容器钢在辐照损伤中的宏观力学性能参数，并根据所述宏观力学性能参数对所述反应堆压力容器的辐照损伤度进行安全评估。

优选地，所述反应堆压力容器钢的电阻为：在所述反应堆压力容器安装到位之后，并在核电站首次装料运行之前，测得的所述反应堆压力容器钢的初始电阻率ρ₀，以及在核电站正常运行期间，实时测得的某个特定时间点的所述反应堆压力容器钢辐照损伤后的电阻率ρ。

优选的，所述评估单元包括存储单元，用于存储所述检测单元检测到的反应堆压力容器钢的电阻；计算单元，用于根据所述检测到的反应堆压力容器钢的电阻计算得出所述反应堆压力容器钢辐照损伤后电阻率的变化率，并根据所述反应堆压力容器钢辐照损伤后电阻率的变化率计算得出反应堆压力容器钢在辐照损伤中的宏观力学性能参数；以及判断单元，用于根据所述计算得出的反应堆压力容器钢在辐照损伤中的宏观力学性能参数来对所述反应堆压力容器的辐照损伤度进行安全评估。

优选地，所述根据所述检测到的反应堆压力容器钢的电阻计算得出所述反应堆压力容器钢辐照损伤后电阻率的变化率δ(ρ)，再逐步计算得出实时抗拉强度R_m变化率δ(R_m)、实时屈服强度R_p0.2变化率δ(R_p0.2)、实时上平台能量USE变化率δ(USE)以及实时无延性转变温度RT_NDT变化率δ(RT_NDT)中的至少一项，以及实时抗拉强度R_m、实时屈服强度R_p0.2、实时上平台能量USE以及实时无延性转变温度RT_NDT中的至少一项，其计算过程同实施例一。

优选的，在所述判断单元中设置预设条件，将所述实时抗拉强度R_m、实时屈服强度R_p0.2、实时上平台能量USE以及实时无延性转变温度RT_NDT中的至少一项作为分析输入参数输入所述判断单元，当所述分析输入参数的数值满足所述预设条件时，所述判断单元发出预警。

优选地，所述装置还包括显示单元，所述显示单元连接所述评估单元，用于显示所述宏观力学性能参数以及对所述反应堆压力容器辐照损伤度的安全评估结果。

需要说明的是，上述本发明实施例序号仅仅为了描述，不代表实施例的优劣。

综上所述，本发明提供了一种实时监控反应堆压力容器辐照损伤的方法和装置，通过测得反应堆压力容器钢的初始电阻率和实时获取某个特定时间点的所述反应堆压力容器钢辐照损伤后的电阻率来计算所述反应堆压力容器钢辐照损伤后电阻率的变化率；并根据所述辐照损伤后电阻率的变化率获得所述反应堆压力容器钢在辐照损伤中的宏观力学性能参数；进而依据所述宏观力学性能参数分析评估所述反应堆压力容器的辐照损伤度。

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。