核電廠堆壓力容器輻照監督試驗分析

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摘要：反應堆壓力容器包容裂變反應，是一回路壓力邊界的關鍵設備。機組運行期間反應堆壓力容器承受高溫、高壓及強中子輻照作用，并因此產生輻照脆化。通過介紹輻照效應原理及輻照監督試驗，測定壓力容器環帶區域母材因輻照及高溫引起的韌脆轉變溫度變化，對壓力容器安全性能進行評估，并系統闡述了輻照監督試驗結果在修正P－T極限曲線上的應用。

關鍵詞：反應堆壓力容器；輻照監督；韌脆轉變溫度

1概述

反應堆壓力容器（RPV）是一回路中最關鍵的設備，直接包容裂變反應。作為核電廠中唯一不可更換的設備，其壽命即為核電廠的壽命［1］。RPV在運行期間承受高溫、高壓及強烈的中子輻照，因此產生塑／韌性下降、強度上升、韌脆轉變溫度升高等輻照脆化效應［2］。通常會在RPV內壁或堆芯熱屏上設置若干根輻照監督管，根據輻照監督大綱定期抽取監督管對其內部的輻照試樣進行性能測定，獲取監督試樣的力學性能及脆化程度，并進行合理外推計算，以實現對RPV母材及焊縫材料在壽期內性能的變化情況進行監督，確保RPV有足夠的安全裕度。根據ASTME－185規定，輻照監督管應放在熱屏蔽（或中子靶）與容器之間的堆芯中平面附近高度上，但也有電站直接掛在容器內壁上的。以某電廠1號機組為例，輻照監督管位于壓力容器堆芯吊籃外壁中子屏蔽墊外側的導向架內，因此輻照監督管超前因子會因較大的水隙而偏大［3］，如圖1所示.

2輻照監督試驗內容

2．1輻照損傷機理介紹

在快中子沖擊作用下，RPV會在材料內部形成間隙原子和空位兩種點缺陷，同時離位的間隙原子帶有很高的能量，又可作為入射粒子去碰撞其他晶格中的原子，產生級聯效應［4］。大量的間隙原子相互聚集，形成數目眾多的位錯環［4－5］，會引起材料力學性能下降。同時，RPV材料中的Cu會引起材料脆化及硬化；輻照溫度效應還會導致晶界處P元素偏析，增大材料發生沿晶脆斷的傾向，最終在宏觀性能上表征為輻照脆性的產生［6］。

2．2力學性能試驗

依據輻照監督大綱，在RPV不同方位設置輻照監督管，并根據輻照監督管設計圖冊在管內設置中子劑量探測器、溫度探測器及力學性能試樣。力學性能試樣主要包括一定數量的夏比V口沖擊試樣、拉伸試驗、CT試驗彎曲試樣，并在每個試樣上標記名稱。以某電廠1號機組為例，輻照監督管內力學性能試樣數量見表1。輻照監督管從堆內按計劃取出后，需依據相應程序對輻照后的試樣進行試驗，試驗內容主要包括拉伸試驗、夏比沖擊試驗。

2．3中子劑量探測及輻照溫度探測

輻照監督管內除力學性能試樣外，還包括裂變中子探測器、活化中子探測器、溫度探測器。通過探測器測量及計算，可得到探測器所在位置接受的中子累積注量及在運行過程中經歷的最高溫度。這些數據將為評估輻照脆化影響提供計算輸入。

3力學性能測試結果

3．1沖擊試驗

依據程序，在一系列溫度下實施夏比V型缺口沖擊試驗，得到單個試樣的示波沖擊曲線，并經雙曲正切函數擬合出每組試樣的沖擊吸收能量、側膨脹量、脆性斷面收縮率的無延性轉變溫度曲線，從而得到輻照試樣無延性轉變溫度特征值和上平臺能量變化量ΔUSE［4］。以每組試樣標記轉變溫度T56J、T0．9mm的變化值中的較大值為轉變溫度變溫度ΔRTNDT，并進行輻照脆化評價。如圖2、圖3所示，輻照前T56J＝－46℃，T0．9mm＝－46℃；輻照后T′56J＝－35℃，T′0．9mm＝－40℃，ΔRTNDT＝11℃。將測量值與FIS公式計算值進行對比，若小于FIS預測值，則認為RPV在相應時限內可滿足原有設計要求。FIS（℃）＝8＋［24＋1537×（P－0．008）＋238×（Cu－0．08）＋191×Ni2Cu］×φ×0．35式中，P為磷元素含量，若P＜0．008，P－0．008＝0；Cu為銅元素含量，若Cu＜0．08，Cu－0．08＝0；φ為中子通量（E＞1MeV的高能中子）。

3．2拉伸試驗

拉伸試驗參照ASTME8M和E21，按照程序執行。拉伸試驗用于測定輻照監督管內拉伸試樣的屈服強度、抗拉強度、斷后延伸率和斷面收縮率等拉伸性能。通過將輻照監督管內已輻照的母材試樣及焊縫試樣拉伸性能與相應的冷態試樣拉伸性能進行對比，以評價輻照效應的影響，見表2和表3。與冷態試樣相比，輻照監督管焊縫試樣的屈服強度和抗拉強度有微弱升高（除輻照后試樣在室溫時的屈服強與抗拉強度度有略微降低），延伸率和斷面收縮率無明顯變化，顯示出一定的輻照強化效應。

3．3彎曲試驗及緊湊拉伸試驗

彎曲試驗及緊湊拉伸試驗通常不予實施。

4溫度探測器觀察

為監測輻照監督管內試樣所受的最高輻照溫度，在輻照監督管內不同位置設置溫度探測器。如在石英玻璃管內封裝熔點分別為293、304、310、318℃的易熔金屬絲，通過觀察金屬絲熔化情況，即可判斷在機組運行階段，輻照監督管所在位置經受的最高溫度，但這種設計無法得到各溫度平臺下經歷時長。

5輻照中子注量測量及計算

輻照監督管、壓力容器中子劑量測量及計算是基于核電廠實測數據跟蹤計算，采用三維蒙特卡羅輸運程序MC－NP及基于ENDF／B－VI的ENDF60截面數據庫進行的，計算結果應和輻照監督管內中子劑量探測器測量所得的中子注量率進行對比，計算值和測量值之差應在±10％以內。以某機組輻照監督A管為例，RPV經受的輻照時間分別為10647MWd／tU（307EFPD）、8200MWd／tU（236EFPD），劑量探測器測量結果如圖4所示。

6輻照監督數據應用

通過輻照監督試驗及相關計算，可獲得輻照監督管內試樣相對于未輻照（冷態）試樣韌脆轉變溫度的變化值ΔRTNDT、上平臺能量USE（及變化量）、中子注量分布。通過與FIS公式比較，可直觀判斷RPV容器經受輻照后是否仍滿足原設計要求。同時，上述結果可用來修正RPV在升溫、降溫及水壓試驗時的P－T限值，以避免因RPV母材輻照脆化效應而發生脆性破壞。依據USNRCStandardReviewPlan5．3．2的準則和規程，RPV檢漏試驗及在役水壓試驗必須滿足：K1＝1.5K1m＝1.5Mmσm＜K1R即壓力容器系統材料的參考斷裂韌性必須比由內壓引起的大1．5倍。升溫、降溫和正常運行的冷卻劑P－T限值曲線須滿足:根據相關標準，可獲得不同材料的KIR、Mm等參數，并通過“KIR－T（T－ΔRTNDT）”參考曲線實現溫度及壓力限值的修正，如圖5所示。

7結語

實踐表明，RPV在經歷一定時間的中子輻照后，與冷態試樣數據相比，試樣韌性均有所下降，同時RTNDT有所上升，體現了一定的輻照效應；通過與相關標準參考值相比，表明該RPV材料的輻照效應在設計許可范圍內，這也是機組將來延壽的前提和基礎。然而也應認識到，對于壓力容器輻照效應的機理還有待深入研究，尤其是不同能譜的中子對輻照效應的影響還未有清晰結論；此外，隨著材料制造工藝的進步，采用何種預測公式也值得進一步思考。

參考文獻

［1］朱光強，尉言輝．反應堆壓力容器輻照脆化狀態評估［J］．核動力工程，2018，39（4）：39．

［2］萬德華，馮德誠，李景勝，等．核壓力容器材料輻照監督管的設置［J］．核動力工程，1984，5（2）：20－21．

［3］肖冰山，張樂福．反應堆壓力容器輻照監督［J］．核動力工程，2008，29（6）：85．

［4］喬建生，楊文．反應堆壓力容器材料輻照脆化機理研究進展［J］．原子能科學技術，2012，46（4）：482．

［5］李海旺．反應堆壓力容器輻照監督的研究［J］．科技創新與應用，2015（24）：118．

［6］孫海濤．壓水堆核電廠反應堆壓力容器輻照脆化評價與監督［J］．核安全，2010（3）：17－18

作者：王永明 單位：海南核電有限公司