基于磁化功评估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技术领域，尤其涉及一种基于磁化功评估反应堆压力容器辐照损伤的方法和装置。

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，是一种用于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，并长期服役于强辐照、高温、高压环境。其中，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)是其主要失效方式之一。

为了确保反应堆压力容器运行的安全性，目前主要采用传统的辐照监督方法对其辐照损伤程度进行监测与评估。具体实施步骤如下：(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、冲击等试验开展力学性能测试，获取辐照监督试样的拉伸性能与韧脆转变曲线，进而分析获得其上平台能量、无延性转变温度参数等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、适时调整反应堆系统的运行参数等。

然而，上述现有方法具有如下缺点：

(1)由于反应堆压力容器内部空间的限制，装载的辐照监督管数量十分有限，且必须在首次装料运行前一次性装载完毕(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)，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(目前国内仅有极个别单位具备该热室)，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)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)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)反应堆压力容器钢的辐照损伤程度。

因此，有必要提供一种基于磁化功评估反应堆压力容器辐照损伤的方法，克服上述现有方法的缺点。

技术实现要素：

本发明针对上述现有技术中的问题，提供了一种基于磁化功参数评估反应堆压力容器中子辐照损伤的方法和装置，可连续、在线、同时监测反应堆压力容器多个位置以及某些特定位置的中子辐照损伤，满足核电站反应堆压力容器的技术要求。

本发明用于解决以上技术问题的技术方案为：提供一种基于磁化功评估反应堆压力容器辐照损伤的方法，包括步骤：

s1、测试获得反应堆压力容器钢的初始磁化功w0；

s2、实时测试获得核电站正常运行期间反应堆压力容器钢辐照损伤后的磁化功w；

s3、根据所述初始磁化功w0和磁化功w计算反应堆压力容器钢的力学性能数据r；

s4、基于所述力学性能数据r对反应堆压力容器钢的辐照损伤程度进行评估。

本发明上述的方法中，步骤s3包括：

s31、根据所述初始磁化功w0和磁化功w计算反应堆压力容器钢辐照损伤过程中的磁化功变化率δ(w)；

s32、根据所述磁化功变化率δ(w)计算反应堆压力容器钢辐照脆化过程中的力学性能数据变化率δ(r)；

s33、获取反应堆压力容器钢未辐照状态的初始力学性能数据r0，并根据所述初始力学性能数据r0和力学性能数据变化率δ(r)计算反应堆压力容器钢辐照损伤过程中的力学性能数据r。

本发明上述的方法中，所述力学性能数据r包括反应堆压力容器钢辐照损伤过程中的实时抗拉强度rm、实时屈服强度rp0.2、上平台能量use和无延性转变温度rtndt。

本发明上述的方法中，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测试获得所述初始磁化功w0。

本发明上述的方法中，根据公式(2)计算所述力学性能数据变化率δ(r)：

δ(r)＝λ·δ(w)(2)；

公式(2)中，δ(w)为所述磁化功变化率；λ为比例系数，所述比例系数λ的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。

本发明上述的方法中，根据公式(1)计算所述磁化功变化率δ(w)：

δ(w)＝(w-w0)/w0(1)；

公式(1)中，w为所述磁化功；w0为所述初始磁化功。

本发明上述的方法中，根据公式(3)计算所述力学性能数据r：

δ(r)＝(r-r0)/r0(3)；

公式(3)中，δ(r)为所述力学性能数据变化率；r0为所述初始力学性能数据。

另一方面，提供一种基于磁化功评估反应堆压力容器辐照损伤的装置，包括：

采集模块，安装在反应堆压力容器上，用于测试获得反应堆压力容器钢的初始磁化功w0，还用于实时测试获得核电站正常运行期间反应堆压力容器钢辐照损伤后的磁化功w；

监测模块，连接所述采集模块，用于根据所述初始磁化功w0和磁化功w计算反应堆压力容器钢的力学性能数据r，并基于所述力学性能数据r对反应堆压力容器钢的辐照损伤程度进行评估。

本发明上述的装置中，所述监测模块包括：

存储单元，用于存储反应堆压力容器钢未辐照状态的初始力学性能数据r0；

第一计算单元，用于根据所述初始磁化功w0和磁化功w计算反应堆压力容器钢辐照损伤过程中的磁化功变化率δ(w)；

第二计算单元，用于根据所述磁化功变化率δ(w)计算反应堆压力容器钢辐照脆化过程中的力学性能数据变化率δ(r)；

第三计算单元，用于根据所述初始力学性能数据r0和力学性能数据变化率δ(r)计算反应堆压力容器钢辐照损伤过程中的力学性能数据r。

本发明上述的装置中，所述第二计算单元根据公式(2)计算所述力学性能数据变化率δ(r)：

δ(r)＝λ·δ(w)(2)；

公式(2)中，δ(w)为所述磁化功变化率；λ为比例系数，所述比例系数λ的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。

综上所述，本发明提供的一种基于磁化功评估反应堆压力容器辐照损伤的方法和装置，通过实时测试核电站运行期间反应堆压力容器钢的磁化功，可实时计算获得出反应堆压力容器钢的力学性能变化数据，进而实现了反应堆压力容器辐照损伤程度的实时、在线、连续和智能监测；由于反应堆压力容器钢的磁化功测试是无损的，因此在核电站全寿期，包括未来延寿运行期间均可无限次测试获取数据；测试设备及操作无特殊的辐射安全防护要求，且对设备外界空间基本无要求，成本低廉、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；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

下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，附图中：

图1是本发明实施例一提供的方法的步骤流程示意图；

图2是本发明实施例二提供的装置的结构示意图。

具体实施方式

为了使本领域技术人员能够更加清楚地理解本发明，下面将结合附图及具体实施例对本发明做进一步详细的描述。

针对目前反应堆压力容器主要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中存在的问题，本发明旨在提供一种基于磁化功评估反应堆压力容器辐照损伤的方法和装置，其核心思想是：目前在役、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，实验研究表明，该材料的磁化功参数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函数关系。因此，可通过监测反应堆压力容器运行服役过程中材料磁化功的变化情况，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。

实施例一

如图1所示，本发明实施例一提供的基于磁化功评估反应堆压力容器辐照损伤的方法，包括步骤：

s1、测试获取反应堆压力容器钢的初始磁化功w0；

具体的，步骤s1中，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测试获得所述初始磁化功w0。需要说明的是，磁化功可以通过安装在反应堆压力容器外表面的磁性能测试仪器测试获取，其具体操作过程可以参考现有的实施方式，本实施例不再赘述。

s2、实时测试获取核电站正常运行期间反应堆压力容器钢辐照损伤后的磁化功w；

需要说明的是，磁化功w的测试位置与初始磁化功w0的测试位置一一对应；当选择反应堆压力容器某一特定位置测试获得初始磁化功w0和磁化功w时，即是对反应堆压力容器钢某些特定位置的辐照损伤程度进行监测；当选择反应堆压力容器钢多个位置测试获得初始磁化功w0和磁化功w时，即是对反应堆压力容器钢多个位置的辐照损伤程度同时进行监测，克服了传统的辐照监督方法仅能从整体上监控反应堆压力容器堆芯区的辐照损伤程度，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的问题。

s3、根据所述初始磁化功w0和磁化功w计算反应堆压力容器钢的力学性能数据r；具体的，步骤s3包括步骤s31、s32和s33：

s31、基于所述初始磁化功w0和磁化功w计算反应堆压力容器钢辐照损伤过程中的磁化功变化率δ(w)；

本实施例中，根据公式(1)计算所述磁化功变化率δ(w)：

δ(w)＝(w-w0)/w0(1)；

公式(1)中，w为所述磁化功；w0为所述初始磁化功。

s32、基于所述磁化功变化率δ(w)计算反应堆压力容器钢辐照脆化过程中的力学性能数据变化率δ(r)；

本实施例中，根据公式(2)计算所述力学性能数据变化率δ(r)：

δ(r)＝λ·δ(w)(2)；

公式(2)中，δ(w)为所述磁化功变化率；λ为比例系数。

s33、获取反应堆压力容器钢未辐照状态的初始力学性能数据r0，并根据所述初始力学性能数据r0和力学性能数据变化率δ(r)计算反应堆压力容器钢辐照损伤过程中的力学性能数据r。

本实施例中，根据公式(3)计算所述力学性能数据r：

δ(r)＝(r-r0)/r0(3)；

公式(3)中，δ(r)为所述力学性能数据变化率；r0为所述初始力学性能数据。

需要说明的是，所述力学性能数据r包括反应堆压力容器钢辐照损伤过程中的实时抗拉强度rm、实时屈服强度rp0.2、上平台能量use和无延性转变温度rtndt等力学性能参数。

所述初始力学性能数据r0为反应堆压力容器钢初始未辐照状态的力学性能数据，可由设备制造厂提供的完工报告中查阅相关数据获得。

所述比例系数λ的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(如晶粒度、位错类型、数量、第二相分布特点等)和核电站运行期间反应堆中子辐照场能谱。对于特定的核电站与反应堆压力容器，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，使得最终得到力学性能数据更具代表性，评判结果更加准确。

具体的，在需要计算某一特定核电站反应堆压力容器比例系数时，因为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都是可测的，因此仅需将反应堆压力容器初始状态的晶粒度、位错类型、数量、第二相分布特点以及核电站运行期间反应堆中子辐照场能谱等作为分析输入参数，利用材料辐照损伤相场模拟计算的方法，即可计算出对应系数的取值。

而通过传统的辐照监督裂变探测器测试数据加以确定或者修正，针对的是目前在役的核电站。如本申请的背景技术所述，现有核电站的辐照监督管会在一定年限内取出，因此可以利用已取出的辐照监督管的数据，采用数据拟合得到公式中的系数取值。

需要说明的是,对于一个特定的反应堆压力容器材料,全寿命期间所述比例系数λ基本保持不变。因此，在核电站全寿期，包括未来延寿运行期间均可无限次测试获得所述力学性能数据r。

下面采用反应堆压力容器钢辐照损伤过程中的实时抗拉强度rm作为力学性能数据，并以一运行10年的核电站为例来说明上述计算过程：

首先，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测得所述初始磁化功w0为246kj/³,然后在核电站正常运行期间测得同一位置的磁化功w为342kj/³，最后代入公式(1)计算得到所述磁化功变化率δ(w)为39.02％。

其次，根据所述比例系数的影响因素可确定对应实时抗拉强度rm的比例系数λm的取值范围为0.55～0.89，参考辐照监督管数据优选比例系数λm为0.66，然后代入公式(2)计算得到所述力学性能数据变化率δ(r)为25.55％。

最后，根据设备制造厂提供的完工报告中查阅获得初始抗拉强度rm0为591mpa，然后代入公式(3)计算得到实时抗拉强度rm为742mpa。

与此同时，本实施例通过传统的辐照监督测试数据得到同一反应堆压力容器在同一时刻、相同位置的抗拉强度为739mpa。可以看出，通过本发明公式(1)、(2)、(3)计算获取的实时抗拉强度742mpa与通过传统方法测得的抗拉强度实测值739mpa非常接近，其偏差完全在可接受的范围之内。

需要说明的是，本发明通过公式(1)、(2)、(3)获取磁化功参数与力学性能数据之间的定量关系为发明人通过反复验证，并付出创造性劳动获得，是本发明的重要发明点之一，现有技术中并无相同或类似方案被公开。

进一步地，评估反应堆压力容器辐照损伤的方法还包括步骤：

s4、基于所述力学性能数据对反应堆压力容器钢的辐照损伤程度进行评价。本实施例中，将所述力学性能数据r作为分析输入参数，即可对反应堆压力容器辐照损伤程度进行评价，评价内容包括结构完整性的安全评价和寿命预测等。具体评价方法可参考传统的辐照监督分析方法，本实施例不再赘述。

实施例二

如图2所示，本实施例提供一种基于磁化功评估反应堆压力容器辐照损伤的装置，包括采集模块10和监测模块20，采集模块10安装在反应堆压力容器上，用于测试获得反应堆压力容器钢的初始磁化功w0，还用于实时测试获得核电站正常运行期间反应堆压力容器钢辐照损伤后的磁化功w；

具体的，采集模块10可以采用现有的磁性能测试仪器，并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测试获得初始磁化功w0。

监测模块20连接采集模块10，用于根据所述初始磁化功w0和磁化功w计算反应堆压力容器钢的力学性能数据r，并基于所述力学性能数据r对反应堆压力容器钢的辐照损伤程度进行评估。

具体的，监测模块20包括第一计算单元21、第二计算单元22、第三计算单元23、存储单元24和判断单元25，存储单元24用于存储反应堆压力容器钢未辐照状态的初始力学性能数据r0；

第一计算单元21连接采集模块10和存储单元24，用于根据所述初始磁化功w0和磁化功w计算反应堆压力容器钢辐照损伤过程中的磁化功变化率δ(w)，并将所述磁化功变化率δ(w)存储到存储单元24中；

第二计算单元22连接存储单元24，用于根据所述磁化功变化率δ(w)计算反应堆压力容器钢辐照脆化过程中的力学性能数据变化率δ(r)，并将所述力学性能数据变化率δ(r)存储到存储单元24中；

第三计算单元23连接存储单元24，用于根据所述初始力学性能数据r0和力学性能数据变化率δ(r)计算反应堆压力容器钢辐照损伤过程中的力学性能数据r，并将所述力学性能数据r存储到存储单元24中。

判断单元25连接存储单元24，用于将所述力学性能数据r作为分析输入参数，对反应堆压力容器的辐照损伤程度进行评价。

具体的，第一计算单元21根据公式(1)计算所述磁化功变化率δ(w)：

δ(w)＝(w-w0)/w0(1)；

公式(1)中，w为所述磁化功；w0为所述初始磁化功。

第二计算单元22根据公式(2)计算所述力学性能数据变化率δ(r)：

δ(r)＝λ·δ(w)(2)；

公式(2)中，δ(w)为所述磁化功变化率；λ为比例系数，所述比例系数λ的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。

第三计算单元23根据公式(3)计算所述力学性能数据r：

δ(r)＝(r-r0)/r0(3)；

公式(3)中，δ(r)为所述力学性能数据变化率；r0为所述初始力学性能数据。

所属领域的技术人员可以清楚地了解到，为描述的方便和简洁，上述评估装置可以参考实施例一提供的评估方法对应的实施步骤，本实施例在此不再赘述。

综上所述，本发明提供了一种基于磁化功评估反应堆压力容器辐照损伤的方法和装置，具有以下有益效果：

(1)通过实时测试核电站运行期间反应堆压力容器钢的磁化功，可实时计算获得反应堆压力容器钢的力学性能变化数据，实现了反应堆压力容器辐照损伤程度的实时、在线、连续和智能监测；

(2)由于反应堆压力容器钢的磁化功测试是无损的，因此在核电站全寿期，包括未来延寿运行期间均可无限次测试获取数据；

(3)测试设备及操作无特殊的辐射安全防护要求，且对设备外界空间基本无要求，成本低廉、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。

应当理解的是，对本领域普通技术人员来说，可以根据上述说明加以改进或变换，而所有这些改进和变换都应属于本发明所附权利要求的保护范围。