堆外中子劑量計在RPV輻照監督中的應用

張亞平,施國龍,鐘志民,王東輝,徐偉,李杰

(國核電站運行服務技術有限公司,上海200233)

壓水反應堆核電廠中,反應堆壓力容器(Reactor Pressure Vessel,以下簡稱RPV)是高溫高壓冷卻劑的壓力邊界,是最為關鍵的設備之一,其壽命基本決定了核電機組壽命。為了保證RPV在其服役期間有足夠的安全裕量,人們對其材料性能提出了嚴格要求。如美國聯邦法規10CFR50附錄G中要求反應堆堆芯帶區基體和焊縫材料的初始上平臺沖擊韌性不低于102J,并且在整個服役期間不低于68J[1]。服役期間,RPV材料因長期承受中子照射而引起嚴重的輻照脆化現象,將對其保持結構完整性、執行預設功能造成威脅。因而RPV材料輻照脆化及其監督是國內外核電業界重點關注的內容[2-4]。

美國聯邦法規10CFR50附錄H要求壽期內累積快中子注量超過1017·cm-2的RPV必須按ASTM E185的要求建立有效的輻照監督大綱來監督因輻照和高溫環境引發的材料性能變化[5]。ASTM E185要求除了用于監督RPV材料性能變化的力學性能監督試樣外,還要求對輻照監督管位置的快中子注量進行監督。同時要求電廠根據中子輸運理論計算結果制定輻照監督管抽取計劃,以保證輻照監督數據可以有效地代表RPV材料輻照損傷狀態[6]。

以上為美國標準體系下的RPV輻照監督要求,其它如法國、俄羅斯對RPV輻照監督的要求與此雖有差別,但對RPV材料輻照脆化管理的要求基本一致[7,8]。

1 快中子注量在輻照監督中的應用

輻照監督的最重要目的是為了監督RPV材料的性能變化,確保RPV在服役期間有足夠的安全裕度。這樣,一方面要保證RPV材料初始性能足夠好,一方面需要通過各種手段監督或預測RPV材料在其服役期間的性能變化不至于對RPV保持結構完整性產生危害。目前,大部分壓水堆機組都通過輻照監督管的布置、抽取、測試和分析評價等環節來實現RPV材料輻照監督。而這些環節中,快中子注量分布是至關重要的基礎數據。

首先,輻照監督管的抽取計劃依賴于中子注量分布的計算結果。中子注量分布理論計算結果的準確性決定了輻照監督管抽取計劃的合理性。

其次,關聯輻照監督管力學試樣測試結果與RPV材料性能、中子注量測量結果分析等工作都依賴于中子注量分布的理論計算結果。快中子注量是預測RPV材料性能最為關鍵的基礎數據,其準確性對于RPV材料輻照監督至關重要。

如何獲得準確的中子注量分布數據將是核電業界需要重點關注的問題。

2 輻照監督管及其局限性

中子注量分布通常采用中子輸運理論計算獲得。進行理論計算時將引入各種不確定性,包括幾何尺寸、功率燃耗分布、化學成分、核數據等等。因此,中子輸運理論計算結果必須用實測結果驗證其準確性。NRC RG1.190要求對理論計算方法和工具進行多方面驗證,包括采用堆內輻照監督管和堆外中子劑量計的實測結果驗證理論計算結果[9]。實際上,理論計算與實測結果各自有其不確定性,都無法獲得中子注量分布的真實值。然而,采用堆內輻照監督管檢驗中子注量分布理論計算結果存在更明顯的局限性,主要表現在如下幾個方面:

2.1 輻照監督管監測位置少

如果考慮堆芯對稱分布,會發現大部分輻照監督管通常都安裝在比較單一的周向位置。如圖1所示,該機組6根輻照監督管,考慮堆芯對稱分布,實際監測只有56°和58.5°兩個周向位置[10]。

2.2 輻照監督管不在中子注量率最高位置

如某電廠輻照監督管位于周向17°和20°,其RPV內表面和輻照監督管中心等兩個徑向位置的快中子注量率沿周向的分布如圖2、圖3所示?？梢钥闯?0°是快中子注量率最高位置。RPV內表面0°和17°的快中子注量率分別相差達1.8倍、輻照監督管試樣中心徑向位置0°和17°的快中子注量率相差達2.5倍。快中子注量率的徑向差異更大。如圖4所示,在周向0°位置,輻照監督管試樣中心和RPV內表面的快中子注量率相差6倍,而RPV內外表面的差異達16倍?？紤]輻照監督管所處位置與RPV中子注量峰值處的中子注量率的巨大差異,由輻照監督管驗證中子注量理論計算結果的準確性存在明顯不足。

圖2 堆芯中平面RPV內表面快中子注量率沿周向的分布Fig.2 Fast neutron fluence rate through circumferential direction at core middle plane on RPV inner surface

圖3 堆芯中平面輻照監督管中心快中子注量率沿周向的分布Fig.3 Fast neutron fluence rate through circumferential direction at core middle plane on the radius of surveillance capsule center

圖4 堆芯中平面0°位置中子注量率沿徑向分布Fig.4 Fast neutron fluence rate through radial direction at core middle plane and 0 degree

2.3 輻照監督管無法驗證所在徑向位置以外的計算結果

輻照監督管監測位置在RPV以內,這就決定了無法對其徑向位置以外空間的中子注量分布理論計算結果做驗證,即不能有效驗證輻照監督管以外的冷卻劑水層厚度及溫度、RPV堆焊層和基體金屬厚度及化學成分等因素帶來的影響?？紤]到幾何建模采用數據與實際建造竣工數據的差異、冷卻劑水層和RPV材料對中子的強烈衰減作用,一旦建模采用尺寸、化學成分、水溫等數據出現偏差,將對理論計算結果產生嚴重影響。

2.4 輻照監督管抽取時間間隔過長

輻照監督管由于抽取時間間隔過長,整個壽期內僅有4-6組中子監測數據。而且,因為在堆內時間過長、服役環境惡劣造成樣品損壞以致無法測量的情況時有發生。僅采用如此有限數量的數據驗證理論計算結果的有效性也是存在不足的。

2.5 輻照監督管須在一定時間內全部取出

當輻照監督管承受的快中子注量達到一定限值后,要求全部取出,部分測試、部分保留備用。否則,過量的中子照射將使監督監督管數據失去利用價值[11]。監督管全部取出后,如需要實施堆內構件設計變更改造、堆芯裝載方案變更等引起中子注量率及中子能譜變化的改造工作,則沒有有效手段監測變更前后的中子注量變化,將給改造工作通過相關管理部門的審批帶來不確定因素,同時也會給機組安全運行帶來一定的風險。

3 堆外中子劑量計優勢及其應用

由于準確的中子注量空間分布數據的重要性、輻照監督管對中子注量空間分布驗證的局限性,需要更加有效的手段對中子注量理論計算結果的準確性進行補充驗證。NRC RG1.190中推薦的堆外中子劑量計是一種經濟、有效的補充手段。表1列出了國外某機組應用堆外中子劑量計的結論[12]?？梢钥闯?在對中子注量分布計算結果的驗證方面,堆外中子劑量計與堆內輻照監督管達到了相同水平。表2列出了在國內某試驗堆上進行的試驗驗證結果。從表1、表2可以看出,該技術能有效的檢驗中子注量分布的理論計算結果。但在RPV中子注量測量的實際工程應用中,堆外中子劑量計具有明顯優勢。

3.1 堆外中子劑量計的優勢

相比輻照監督管,堆外中子劑量計在中子注量監測方面有以下優勢:

(1)安裝選擇靈活。因為安裝在RPV外部,結構簡單,且硬件采用核電廠常見材料,不會對機組安全運行產生顯著影響。因此,堆外中子劑量計工程應用相當靈活,可以按需要選擇安裝位置,只要保證工程上可實施即可。

(2)監測范圍廣。一般選擇在一個八分圓內感興趣的周向和軸向位置安裝中子劑量計?？紤]堆芯燃料排布的對稱性,可實現包括最高中子注量位置在內整個周向空間的監測。

(3)可實現長期持續監測?？筛鶕枰谝粋€或多個循環的停堆大修期間實施中子劑量計更換和分析。通過更換新的中子劑量計,可實現對RPV中子注量的長期持續監測。

(4)應用成本較低。安裝和更換不會改變電廠運行的熱工水力狀態,無需進行復雜的安全分析,且所用支撐硬件結構簡單,因此堆外中子劑量計應用成本較低。

3.2 堆外中子劑量計應用情況

堆外中子劑量計在國外電廠已經得到了廣泛應用。據不完全統計,美國有17個電廠、26個機組應用了該技術,如表3所列。國際上,韓國、西班牙計劃在所有壓水堆機組上、俄羅斯計劃在所有VVER機組安裝堆外中子劑量計[13-15]。其它如瑞典、比利時等國,堆外中子劑量計都有應用案例。

分析堆外中子劑量計在這些機組應用的目的,主要集中在補充輻照監督、延壽申請數據支撐;電廠功率提升、堆內構件設計變更、堆芯燃料裝載方案變更后的中子注量分布數據驗證;數據積累等方面。其它原因還包括輻照監督管中子監測元件測量遇到問題、測量結果和計算結果出現不可接受偏差等情況下的補充測量等。

堆外中子劑量計在2013年也實現了在國內的首次應用,主要用于機組延壽申請時的數據支持。隨著我國核電機組增多、機組運行時間增長,如升功率運行、堆內構件設計變更、堆芯燃料裝載方案變更、延壽申請等工作也會越來越多。堆外中子劑量計可為上述工作的實施提供有效的驗證和數據支撐。表4列出了堆外中子劑量計在國內應用的部分結論。可以看出各中子探測片的測量值與理論計算值符合良好。

3.3 輻照監督的要求和堆外中子劑量計的應用

中子注量是獲得有效輻照監督數據的基礎,但準確評估RPV輻照脆化程度還需要輻照監督管提供針對具體機組RPV材料的輻照脆化實測數據。

RG1.99第2版中采用經驗公式計算參考溫度。考慮到材料性能數據的隨機性,采用經驗公式會帶來較大不確定度。因此該導則雖然允許使用經驗公式進行預測,但也強調在有2組及以上有效輻照監督數據后,應采用監督數據來評估RPV材料的輻照脆化程度。這是因為由輻照監督管測試數據得到的RPV材料性能數據更能代表其真實性能。而采用真實測試數據可以有效降低機組運行參數的保守性,為后續機組升功率運行、延壽申請等工作打下基礎。

但是,如果考慮RPV材料輻照監督的最終目標,那么滿足一定條件下,采用中子注量數據預測RPV材料輻照脆化程度是可以接受的。正是基于這種可行性,10CFR50附錄H中提出機組可采用綜合輻照監督大綱完成RPV材料輻照監督。采用綜合輻照監督大綱的機組在其機組內可不安裝輻照監督管,但要求將可代表其RPV材料性能的試樣放在具有相似設計和運行特征的機組內進行輻照。

綜合輻照監督大綱解決了輻照監督的兩個問題,一是利用相似機組建立了其RPV材料的輻照脆化規律,二是用中子劑量測量系統獲得了準確的中子注量數據。從這個角度出發,如果已有適用的輻照脆化規律,則用堆外中子劑量計即可實現機組設計壽期內和延壽期內的RPV材料輻照監督。

4 結 論

中子注量數據是輻照監督的基礎,但準確預測RPV材料性能,還需要有適合于該機組的RPV材料輻照脆化規律。輻照監督管最重要的目的是建立針對該機組RPV材料的輻照脆化規律。同時為驗證中子注量理論計算結果提供實測數據。

但由于輻照監督管本身安裝位置、抽取計劃等原因,其在中子注量驗證方面存在明顯不足。堆外中子劑量計因為可監測范圍大、安裝更換和測試的時間安排靈活,是驗證中子注量理論計算結果的有效手段。在滿足一定條件下,可采用經堆外中子劑量計驗證的中子注量數據評估RPV材料輻照脆化程度。隨著我國核電機組數量增多、服役時間增長,堆外中子劑量計在機組延壽運行、設計變更改造等方面有廣泛應用前景。

表1 美國某機組應用堆外中子劑量計的分析結果Table 1 Analysis results of Ex-vessel neutron dosimetry in USA

表2 堆外中子劑量計驗證試驗主要結果Table 2 Main results from Ex-vessel neutron dosimetry verification testing

表3 美國核電廠堆外中子劑量計應用統計Table 3 NPPs in USA which applied Ex-vessel neutron dosimetry

表4 國內EVND應用結果Table 4 Measurement results in an domestic EVND project

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