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反应堆压力容器辐照损伤监控方法。
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、高效的核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法。
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、高效的核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法。
为了实现上述发明目的，本发明提供一种核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法，其包括以下步骤：
S1、建立基准：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纳米压痕硬度h0；
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钢同一监测部位辐照损伤后的纳米压痕硬度h；
S3、分析计算：基于所述初始纳米压痕硬度h0和任意时间点测得的纳米压痕硬度h，根据公式(1)计算反应堆压力容器钢辐照损伤过程中纳米压痕硬度变化率δ(h)：
δ(h)＝(h-h0)/h0 (1)
并根据得出的纳米压痕硬度变化率δ(h)计算反应堆压力容器钢辐照损伤过程中的强度参数；
S4、安全评估：基于获得的所述强度参数，对反应堆压力容器钢辐照损伤度进行分析评估。
作为本发明核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法的一种改进，所述步骤S3中的强度参数包括实时抗拉强度Rm和实时屈服强度Rp0.2。
作为本发明核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法的一种改进，根据公式(2)和公式(3)计算反应堆压力容器钢辐照损伤过程中的所述实时抗拉强度Rm的变化率δ(Rm)和实时屈服强度Rp0.2的变化率δ(Rp0.2)：
δ(Rm)＝λ1·δ(h)(2)
δ(Rp0.2)＝λ2·δ(h)(3)
其中，λ1和λ2为比例系数。
作为本发明核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法的一种改进，所述λ1和λ2的取值范围为0.75-2.25。
作为本发明核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法的一种改进，所述λ1和λ2的取值影响因素包括：反应堆压力容器钢初始状态的微观组织特征和核电站运行期间反应堆中子辐照场能谱。
作为本发明核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法的一种改进，所述λ1和λ2可通过传统的辐照监督试样力学性能试验加以确定或修正。
作为本发明核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法的一种改进，基于所述实时抗拉强度Rm的变化率δ(Rm)和实时屈服强度Rp0.2的变化率δ(Rp0.2)，根 据公式(4)和(5)计算实时抗拉强度Rm和实时屈服强度Rp0.2：
δ(Rm)＝[Rm-(Rm)初始]/(Rm)初始 (4)
δ(Rp0.2)＝[Rp0.2-(Rp0.2)初始]/(Rp0.2)初始 (5)
其中，(Rm)初始为反应堆压力容器钢未辐照初始状态的抗拉强度；
(Rp0.2)初始为反应堆压力容器钢未辐照初始状态的屈服强度。
作为本发明核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法的一种改进，所述(Rm) 初始和(Rp0.2)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。
作为本发明核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法的一种改进，将所述实时抗拉强度Rm或实时屈服强度Rp0.2作为分析输入参数，用于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。
相对于现有技术，本发明核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法具有以下有益技术效果：
(1)可多次测试核电站运行期间反应堆压力容器钢的纳米压痕硬度，并及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纳米压痕硬度测试是无损的，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。
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：该材料的纳米压痕硬度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纳米压痕硬度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，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
实施例1
一种核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法，其包括以下步骤：
S1、建立基准：在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，采用便携式纳米压痕仪测得反应堆压力容器堆芯区钢的初始纳米压痕硬度h0为1.97GPa；也可采用其它方法测得反应堆压力容器的初始纳米压痕硬度h0，而且监测部位可人为根据需要选择。
S2、实时监测：在核电站停堆换料检修时，采用便携式纳米压痕仪测得反应堆压力容器辐照损伤后同一位置的纳米压痕硬度h为2.41GPa；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纳米压痕硬度h；
S3、分析计算：根据上述测得的h0和h，计算反应堆压力容器钢辐照损伤后纳米压痕硬度的变化率δ(h)：δ(h)＝(h-h0)/h0＝(2.41-1.97)/1.97＝22.34％；
进一步的，基于计算出的δ(h)值，计算反应堆压力容器钢辐照损伤过程中的强度参数，本实施例中强度参数为实时抗拉强度Rm和实时屈服强度Rp0.2；根据公式(2)和公式(3)计算实时抗拉强度Rm变化率δ(Rm)和实时屈服强度Rp0.2变化率δ(Rp0.2)：
δ(Rm)＝λ1·δ(h) (2)
δ(Rp0.2)＝λ2·δ(h) (3)
本实施例中，λ1取值0.92，λ2取值1.85，λ1和λ2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，λ1和λ2也可通过传统的辐照监督试样力学性能试验加以确定或修正；根据给出的λ1和λ2的取值，计算出实时抗拉强度Rm变化率δ(Rm)为20.55％，实时屈服强度Rp0.2变化率δ(Rp0.2)为41.33％；
进一步，再根据公式(4)和公式(5)计算实时抗拉强度Rm和实时屈服强度Rp0.2：
δ(Rm)＝[Rm-(Rm)初始]/(Rm)初始 (4)
δ(Rp0.2)＝[Rp0.2-(Rp0.2)初始]/(Rp0.2)初始 (5)
其中，(Rm)初始为反应堆压力容器钢未辐照初始状态的抗拉强度；
(Rp0.2)初始为反应堆压力容器钢未辐照初始状态的屈服强度；
从反应堆压力容器设备制造厂提供的设备完工报告查询得到(Rm)初始＝591MPa，(Rp0.2)初始＝460Mpa，因此实时抗拉强度Rm和实时屈服强度Rp0.2的计算过程为：
Rm＝(Rm)初始×[1+δ(Rm)]＝591×(1+20.55％)＝712.5MPa
Rp0.2＝(Rp0.2)初始×[1+δ(Rp0.2)]＝460×(1+41.33％)＝650.1MPa
S4、安全评估：将上述计算出的实时抗拉强度Rm和实时屈服强度Rp0.2作为分析输入参数，用于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。
对比例1
为验证本发明核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法的有效性，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得出的实时抗拉强度Rm和实时屈服强度 Rp0.2数值。
表1
通过表1可以看出，实施例1采用本发明核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法计算得到的实时抗拉强度Rm和实时屈服强度Rp0.2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纳米压痕硬度测试是无损的，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。
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)可多次测试核电站运行期间反应堆压力容器钢的纳米压痕硬度，并及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纳米压痕硬度测试是无损的，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。
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。