反應堆壓力容器輻照監(jiān)督的研究

摘 要：反應堆壓力容器（以下簡稱RPV）是核安全一級設備，在整個核島一回路處于核心地位。由于其主體材料為低合金鐵素體鋼，在長時間的放射線環(huán)境下變脆、韌性減小，造成RPV老化或?qū)е翿PV失效。文章著重從核安全管理和老化管理的角度，開展RPV輻照監(jiān)督的研究，重點探討了中子輻照脆化機理，以某堆型介紹了輻照監(jiān)督管的結構、抽取計劃和力學性能試驗等內(nèi)容。

關鍵詞：壓力容器；輻照監(jiān)督；試驗

1 RPV全壽期監(jiān)督的必要性

1.1 RPV主要功能

RPV為圓柱形，帶有半球形底封頭和可拆卸的帶法蘭半球形封頭。它用于支承和密封反應堆堆芯的高壓安全邊界，通過RPV支承墊安放在混凝土的安全殼結構上。RPV的設計、制造、運行及監(jiān)督等必須遵循嚴格的準則，它在整個核島一回路中處于核心的地位，它的安全性和有效性直接關系著核電站的安全與效益。

1.2 RPV老化

當前嚴重威脅著核電站安全的是核電站的老化。在上個世紀50年代，第一代核電站開始興建。之后由于1970年的石油危機爆發(fā)，大批量的第二代核電站先后在歐美、日本等國家和地區(qū)建造。由于核電站技術剛剛起步、核電站設備的主體材料受到時代的制約，第一代、第二代的核電站設計壽命大約為四十年左右。當前，到了這些核電站即將退役的時刻，核電站一回路中的主設備，尤其是其核心設備RPV的安全性、有效性直接成為我們必須考慮的首要問題。老化是指核電廠系統(tǒng)、構筑物或部件，由于單個老化機理或多個老化機理組合的影響，其物理特性隨時間或使用的變化過程而出現(xiàn)改變。RPV的老化主要有以下幾種：熱老化、輻照脆化、回火脆化、腐蝕等。

1.3 中子輻照脆化

RPV的主體材料一般有SA508Gr.3Cl.1（ASME體系）、16MND5（RCC-M體系）。它們都屬于低合金鐵素體鋼。雖然具有較高的強度、良好的韌性，但是由于其工作環(huán)境為大量快中子輻照的高溫、高壓下，它很容易受到快中子的轟擊，進而使鐵原子離位，產(chǎn)生空位，離位的鐵原子就成為一個間隙原子。隨著時間的推移，越來越多的快中子轟擊，大量的間隙原子及空位源源不斷的產(chǎn)生，它們也能將其他原子從所在的點陣位置轟擊出去，從而發(fā)生更多的串級碰撞效應。這些空位和間隙原子也有可能部分地相遇進而抵消，也有可能被晶界的尾間所吸收，或者空位與間隙原子各自通過聚集形成位錯環(huán)、堆垛層錯環(huán)以及增加位錯密度等，故使位錯運動受阻而引起材料硬化、強化和脆化。

2 反應堆壓力容器輻照監(jiān)督管

目前RPV輻照監(jiān)督采用在堆內(nèi)放置輻照監(jiān)督管，定期取樣的方法。即在運行的反應堆放入足夠數(shù)量、具有代表性的監(jiān)督樣品（包括母材、焊縫和熱影響區(qū)材料）。樣品是與壓力容器同爐、同工藝的材料制作，分成若干份，放入輻照監(jiān)督管中，隨堆輻照，定期取出進行樣品的機械性能試驗。目的：一是監(jiān)測反應堆壓力容器堆芯區(qū)的鐵素體材料因中子輻照和熱環(huán)境引起的斷裂性韌度變化；二是使用所測得的數(shù)據(jù)確定壓力容器在全壽期內(nèi)可以運行的且具有適當安全裕量的環(huán)境。

2.1 輻照監(jiān)督管簡介

輻照監(jiān)督管為1.5m左右長，直徑50mm左右的長管。上部裝有頂部端塞、氣孔塞，下部裝有底部端塞，中間由2塊半殼板組成。在其中間放置有大量的試樣和測量盒。如存放的試樣有夏比Ⅴ型缺口沖擊試樣、拉伸試樣、緊湊拉伸試樣、落錘試樣等。測量盒主要放置中子注量探測片和測溫合金。中子注量探測片根據(jù)其測得的快中子注量、快中子能譜以及熱中子注量密度等數(shù)據(jù)來表征上述試樣和反應堆壓力容器所受的積分注量和中子能譜。測溫合金用來判定輻照試樣在反應堆內(nèi)曾經(jīng)達到的最高溫度，以檢測輻照溫度對材料的熱影響。

2.2 輻照監(jiān)督管布置

不同的堆型，其輻照監(jiān)督管的長度、數(shù)量及內(nèi)部試樣的數(shù)目不盡相同，然而其放置的位置大體都是相同的，即放置在吊籃筒體外側。以某堆型為例，其堆芯區(qū)域設置8根輻照監(jiān)督管，這些輻照監(jiān)督管放置于焊接在吊籃筒體外部的導向管中。

2.3 抽取計劃及裝卸

一般來說，輻照監(jiān)督管的抽取計劃主要是依據(jù)超前因子和堆芯區(qū)燃料管里的變化情況來確定的。按照ASTM E185的規(guī)定，第一根輻照監(jiān)督管安排在早期，即快中子注量達到5×1018n/cm2時抽取，主要是驗證輻照監(jiān)督試樣的材料對真實輻照環(huán)境的響應以及計算值的符合程度。最后一根輻照監(jiān)督管的輻照應超過壽期末壓力容器內(nèi)表面峰值快中子注量計算值。中間幾根輻照監(jiān)督管的抽取時間安排在首末之間的適當時間，如在換料停堆或電站停堆時間進行。卸出輻照樣品，是在RPV換料時進行。首先利用連接在環(huán)形吊車上的工具打開樣品導管上部的端塞，隨后利用一個專用工具抓取樣品，將輻照樣品卸出放于專用運輸容器內(nèi)。

3 反應堆壓力容器輻照監(jiān)督試驗

根據(jù)美國ASME標準規(guī)定，用參考溫度RTNDT作為防止脆斷的判據(jù)，并提出了測試方法和專門規(guī)定。先由落錘試驗測出TNDT，然后依據(jù)上述溫度進行夏比Ⅴ沖擊試驗，得出RTNDT。下面簡要介紹這兩種類型試驗。

3.1 落錘試驗

母材、焊縫和熱影響區(qū)冷態(tài)基準落錘試樣用于確定未經(jīng)輻照材料的無塑性轉(zhuǎn)變溫度（TNDT），這些試驗數(shù)據(jù)是獲取基準無塑性轉(zhuǎn)變溫度的（RTNDT）基礎，并從而獲得之后輻照導致的RTNDT變化數(shù)據(jù)。落錘試樣的標準有兩個，一個是我國的GB/T 6803《鐵素體鋼的無塑性轉(zhuǎn)變溫度落錘試驗標準方法》；另一個是美國的ASTM E208-81《測定鐵素體鋼無塑性轉(zhuǎn)變溫度用墜重試驗方法》。

3.2 夏比Ⅴ沖擊試驗

由于此試驗我們重點關注的是RTNDT，下面將重點介紹RTNDT如何測得。

（1）選定一個溫度TNDT，該溫度等于或高于落錘試驗測得的無塑性轉(zhuǎn)變溫度。

（2）當溫度不大于TNDT+33℃時，每個CV的橫向膨脹至少為0.89mm，并且吸收能量應不小于68J。當這些要求都滿足時，此時的就是TNDT參考溫度RTNDT。

（3）如果不能滿足上述（2）項的要求，則可進行以三個試樣為一組的補充CV試驗，以測定試樣組都能滿足的TCV溫度。在此情況下，參考溫度RTNDT=TCV-33℃。因此參考溫度RTNDT是TNDT和TCV-33℃兩者中的較高值。

（4）當CV試驗沒有在TNDT+33℃溫度下進行；或CV試驗在TNDT+33℃溫度下進行，但最低吸收能量未達到68J，最小橫向膨脹量未達到0.89mm時，則可利用所進行的所有CV試驗的最小數(shù)據(jù)點，作一條完整的CV試驗曲線，再從這條曲線得到代表最低吸收能量為68J和最小橫向膨脹量為0.89mm時對應的溫度值。

4 結束語

目前，通過研究已經(jīng)得出了預測的經(jīng)驗公式，RPV輻照監(jiān)督及完整性評估的標準體系得以建立，規(guī)定了RPV中子輻照環(huán)境的物理計算-劑量檢測、熱環(huán)境檢測和鐵素體材料力學性能變化監(jiān)督試驗的要求。制定了對RPV完整性的評價方法、準則，這樣保證了核電站在整個壽期內(nèi)安全、可靠。

我國關于核電廠老化尤其是RPV老化的研究剛剛起步，還沒有形成自己的法規(guī)體系，亟需建立包括老化評估及時限老化分析的對象的確認、評估的技術基礎、環(huán)境影響評估的方法及內(nèi)容等。為了建立適合國內(nèi)核電廠RPV老化管理的法規(guī)、標準及技術體系，需要業(yè)界對上述問題進行充分探討，結合我國現(xiàn)有堆型的實踐，不斷總結和完善，形成有中國特色的核電廠運行延續(xù)性體系。

參考文獻

[1]孫海濤.壓水堆核電廠反應堆壓力容器輻照脆化評價與監(jiān)督[J].核安全，2010（3）.

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