本發(fā)明屬于核電技術(shù)領(lǐng)域,更具體地說(shuō),本發(fā)明涉及一種核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無(wú)損評(píng)估方法。
背景技術(shù):
反應(yīng)堆壓力容器是核電站核島內(nèi)最為關(guān)鍵的大型設(shè)備之一,主要功能是包容和支承堆芯核燃料組件、控制組件、堆內(nèi)構(gòu)件和反應(yīng)堆冷卻劑的鋼制承壓容器。它長(zhǎng)期服役于強(qiáng)輻照、高溫、高壓環(huán)境,其中中子輻照損傷是其主要失效方式之一,具體表現(xiàn)為反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照脆化過(guò)程中強(qiáng)度升高、韌性下降,材料硬化。
為了確保反應(yīng)堆壓力容器運(yùn)行的安全性,目前主要通過(guò)采用傳統(tǒng)的輻照監(jiān)督方法對(duì)其輻照損傷程度進(jìn)行監(jiān)控與評(píng)價(jià),其具體實(shí)施方法如下:
(1)在核電站首次裝料運(yùn)行之前,在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)部安裝4到6根輻照監(jiān)督管,每根輻照監(jiān)督管內(nèi)裝有一定數(shù)量的拉伸、沖擊等力學(xué)性能試樣;
(2)根據(jù)輻照監(jiān)督大綱,利用核電站換料檢修的機(jī)會(huì),定期從反應(yīng)堆壓力容器中抽取出輻照監(jiān)督管,安裝輻照防護(hù)要求包裝后長(zhǎng)途運(yùn)輸至定點(diǎn)的熱室機(jī)構(gòu),解剖取出拉伸、沖擊等試樣開(kāi)展力學(xué)性能測(cè)試,獲得輻照監(jiān)督試樣的鋼輻照后的強(qiáng)度與韌性力學(xué)性能數(shù)據(jù);
(3)根據(jù)上述力學(xué)性能數(shù)據(jù)分析反應(yīng)堆壓力容器鋼的輻照損傷程度,進(jìn)而開(kāi)展反應(yīng)堆壓力容器的結(jié)構(gòu)完整性評(píng)價(jià)、適時(shí)調(diào)整反應(yīng)堆系統(tǒng)的運(yùn)行參數(shù)等。
以上傳統(tǒng)輻照監(jiān)督方法具有以下缺點(diǎn):
(1)受限于反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)部空間限制,裝載的輻照監(jiān)督管數(shù)量十分有限,由于現(xiàn)有技術(shù)不能實(shí)現(xiàn)運(yùn)行一段時(shí)間后再補(bǔ)充安裝輻照監(jiān)督管,因此必須在首次裝料運(yùn)行前一次性裝載完畢,這種方式不能完全滿足將來(lái)核電站延壽時(shí)對(duì)反應(yīng)堆壓力容器的輻照監(jiān)督要求;
(2)目前國(guó)內(nèi)僅有四川與北京兩處具備熱室機(jī)構(gòu),輻照監(jiān)督管從反應(yīng)堆壓力容器中抽取出后,必須從核電站長(zhǎng)途跨省遠(yuǎn)距離運(yùn)輸至定點(diǎn)熱室機(jī)構(gòu),由于輻照監(jiān)督管具有非常高的強(qiáng)放射性,因此運(yùn)輸過(guò)程中安保要求非常高、運(yùn)輸成本非常大、周期較長(zhǎng);
(3)由于輻照監(jiān)督試樣的力學(xué)性能測(cè)試屬于破壞性試驗(yàn),因此測(cè)試完成后將產(chǎn)生大量放射性廢物,后續(xù)三廢處理量較大,成本較高;
(4)因輻照監(jiān)督試樣來(lái)源于堆芯區(qū)鍛件的余料,因此這種方式僅能從整體上監(jiān)控反應(yīng)堆壓力容器堆芯區(qū)輻照的損傷程度,不具備監(jiān)控反應(yīng)堆壓力容器其他零部件,尤其是特定位置的輻照損傷程度;
(5)不具備實(shí)現(xiàn)監(jiān)控反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷的能力,僅可獲得某些特定時(shí)間點(diǎn)(取決于輻照監(jiān)督管抽取時(shí)間)反應(yīng)堆壓力容器鋼的輻照損傷程度。
有鑒于此,確有必要提供一種經(jīng)濟(jì)、環(huán)保、安全、高效,可實(shí)現(xiàn)實(shí)時(shí)、多次、無(wú)損監(jiān)測(cè)的核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無(wú)損評(píng)估方法。
技術(shù)實(shí)現(xiàn)要素:
本發(fā)明的發(fā)明目的在于:克服現(xiàn)有技術(shù)的不足,提供一種經(jīng)濟(jì)、環(huán)保、安全、高效,可實(shí)現(xiàn)實(shí)時(shí)、多次監(jiān)測(cè)而且無(wú)損的核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無(wú)損評(píng)估方法。
為了實(shí)現(xiàn)上述發(fā)明目的,本發(fā)明提供一種核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無(wú)損評(píng)估方法,其包括以下步驟:
1)實(shí)時(shí)監(jiān)測(cè)核電站正常運(yùn)行期間的反應(yīng)堆壓力容器鋼同一監(jiān)測(cè)部位的剩余磁化強(qiáng)度mr,根據(jù)實(shí)時(shí)剩余磁化強(qiáng)度mr相對(duì)于未輻照初始狀態(tài)的剩余磁化強(qiáng)度(mr)初始的剩余磁化強(qiáng)度變化率δmr,計(jì)算反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷過(guò)程中的實(shí)時(shí)無(wú)延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實(shí)時(shí)上平臺(tái)能量use、實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度rm和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度rp0.2;
2)基于獲得的實(shí)時(shí)無(wú)延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實(shí)時(shí)上平臺(tái)能量use、實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度rm和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度rp0.2,對(duì)反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷程度進(jìn)行分析評(píng)估。
作為本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無(wú)損評(píng)估方法的一種改進(jìn),所述剩余磁化強(qiáng)度變化率δmr可根據(jù)公式(1)計(jì)算得出:
δmr=[mr-(mr)初始]/(mr)初始(1)。
作為本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無(wú)損評(píng)估方法的一種改進(jìn),所述剩余磁化強(qiáng)度變化率δmr與實(shí)時(shí)無(wú)延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt的變化率δrtndt、實(shí)時(shí)上平臺(tái)能量use的變化率δuse、實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度rm的變化率δrm和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度rp0.2的變化率δrp0.2具有函數(shù)關(guān)系,表現(xiàn)為公式(2)至(5):
δrtndt=λ1·δmr(2)
δuse=λ2·δmr(3)
δrm=λ3·δmr(4)
δrp0.2=λ4·δmr(5)
其中,λ1的取值范圍為0.42-0.86,λ2的取值范圍為0.65-1.35,λ3的取值范圍為0.51-1.39,λ4的取值范圍為0.51-1.39。
作為本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無(wú)損評(píng)估方法的一種改進(jìn),所述λ1、λ2、λ3和λ4的取值范圍受反應(yīng)堆壓力容器鋼材料的化學(xué)元素成分、材料的加工工藝、材料的缺陷分布類型、輻照溫度,以及核電站運(yùn)行期間反應(yīng)堆堆芯中子輻照?qǐng)瞿茏V的大小特征的影響。
作為本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無(wú)損評(píng)估方法的一種改進(jìn),所述λ1、λ2、λ3和λ4可通過(guò)傳統(tǒng)的輻照監(jiān)督試樣力學(xué)性能試驗(yàn)加以確定或修正。
作為本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無(wú)損評(píng)估方法的一種改進(jìn),基于已知的(rtndt)初始、(use)初始、(rm)初始和(rp0.2)初始,以及計(jì)算得到的δrtndt、δuse、δrm和δrp0.2,可得出實(shí)時(shí)無(wú)延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實(shí)時(shí)上平臺(tái)能量use、實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度rm、實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度rp0.2,表現(xiàn)為公式(6)至(9):
rtndt=(1-δrtndt)·(rtndt)初始(6)
use=(1+δuse)·(use)初始(7)
rm=(1-δrm)·(rm)初始(8)
rp0.2=(1-δrp0.2)·(rp0.2)初始(9)
其中,(rtndt)初始為反應(yīng)堆壓力容器鋼未輻照初始狀態(tài)無(wú)延性轉(zhuǎn)變溫度;
(use)初始為反應(yīng)堆壓力容器鋼未輻照初始狀態(tài)的上平臺(tái)能量;
(rm)初始為反應(yīng)堆壓力容器鋼未輻照初始狀態(tài)的抗拉強(qiáng)度;
(rp0.2)初始為反應(yīng)堆壓力容器鋼未輻照初始狀態(tài)的屈服強(qiáng)度。
作為本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無(wú)損評(píng)估方法的一種改進(jìn),所述(rtndt)初始、(use)初始、(rm)初始和(rp0.2)初始均可從反應(yīng)堆壓力容器設(shè)備制造廠提供的設(shè)備完工報(bào)告中查詢獲得。
作為本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無(wú)損評(píng)估方法的一種改進(jìn),將所述實(shí)時(shí)無(wú)延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實(shí)時(shí)上平臺(tái)能量use、實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度rm、實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度rp0.2作為分析輸入?yún)?shù),對(duì)反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷過(guò)程中的結(jié)構(gòu)完整性進(jìn)行安全評(píng)估或壽命預(yù)測(cè)。
相對(duì)于現(xiàn)有技術(shù),本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無(wú)損評(píng)估方法具有以下有益技術(shù)效果:
(1)通過(guò)對(duì)反應(yīng)堆壓力容器鋼進(jìn)行實(shí)時(shí)剩余磁化強(qiáng)度的監(jiān)測(cè),可實(shí)現(xiàn)實(shí)時(shí)監(jiān)控并評(píng)估壓力容器的損傷程度,隨時(shí)掌握反應(yīng)容器的運(yùn)行狀態(tài),保證整體的安全性;
(2)實(shí)時(shí)監(jiān)控評(píng)估的全過(guò)程對(duì)反應(yīng)堆壓力容器不會(huì)產(chǎn)生任何損傷,并可實(shí)現(xiàn)多個(gè)監(jiān)測(cè)部位的同時(shí)監(jiān)測(cè),即易于操作,出結(jié)果速度快,而且得出的數(shù)據(jù)精確,經(jīng)濟(jì)環(huán)保,可完全代替?zhèn)鹘y(tǒng)的輻照監(jiān)督分析方法;
(3)整個(gè)監(jiān)測(cè)評(píng)估的過(guò)程中不會(huì)接觸和產(chǎn)生放射性物質(zhì),因此不需要特殊的輻射安全防護(hù)要求,安全性較好,基本無(wú)三廢處理需求。
具體實(shí)施方式
為了使本發(fā)明的發(fā)明目的、技術(shù)方案及其技術(shù)效果更加清晰,以下結(jié)合具體實(shí)施方式,對(duì)本發(fā)明進(jìn)行進(jìn)一步詳細(xì)說(shuō)明。應(yīng)當(dāng)理解的是,本說(shuō)明書中描述的具體實(shí)施方式僅僅是為了解釋本發(fā)明,并非為了限定本發(fā)明。
實(shí)施例1
一種核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無(wú)損評(píng)估方法,其包括以下步驟:
從反應(yīng)堆壓力容器鋼設(shè)備制造廠提供的設(shè)備完工報(bào)告中查詢并記錄未輻照初始狀態(tài)的無(wú)延性轉(zhuǎn)變溫度(rtndt)初始=241k、上平臺(tái)能量(use)初始=335j、抗拉強(qiáng)度(rm)初始=591mpa和屈服強(qiáng)度(rp0.2)初始=483mpa。
1)測(cè)得反應(yīng)堆壓力容器鋼未輻照狀態(tài)監(jiān)測(cè)部位的初始剩余磁化強(qiáng)度(mr)初始=1.33emu/g;核電站正常運(yùn)行20年后,實(shí)時(shí)測(cè)得反應(yīng)堆壓力容器鋼同一監(jiān)測(cè)部位輻照損傷后的剩余磁化強(qiáng)度mr=0.99emu/g;根據(jù)公式(1)可得到實(shí)時(shí)剩余磁化強(qiáng)度mr相對(duì)于未輻照初始狀態(tài)的剩余磁化強(qiáng)度(mr)初始的剩余磁化強(qiáng)度變化率δmr:
δmr=[mr-(mr)初始]/(mr)初始(1)
δmr=(0.99-1.33)/1.33=-25.56%
經(jīng)研究發(fā)現(xiàn)剩余磁化強(qiáng)度變化率δmr與實(shí)時(shí)無(wú)延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt的變化率δrtndt、實(shí)時(shí)上平臺(tái)能量use的變化率δuse、實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度rm的變化率δrm和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度rp0.2的變化率δrp0.2呈現(xiàn)出規(guī)律的函數(shù)關(guān)系,因此根據(jù)剩余磁化強(qiáng)度變化率δmr可得到實(shí)時(shí)力學(xué)性能參數(shù)的數(shù)據(jù),具體函數(shù)關(guān)系表現(xiàn)為公式(2)至(5):
δrtndt=λ1·δmr(2)
δuse=λ2·δmr(3)
δrm=λ3·δmr(4)
δrp0.2=λ4·δmr(5)
根據(jù)反應(yīng)堆壓力容器鋼材料的化學(xué)元素成分、材料的加工工藝、材料的缺陷分布類型、輻照溫度,以及核電站運(yùn)行期間反應(yīng)堆堆芯中子輻照?qǐng)瞿茏V的大小特征等這些因素,可大概確定出比例系數(shù)λ1、λ2、λ3和λ4的取值,再通過(guò)傳統(tǒng)的輻照監(jiān)督試樣力學(xué)性能試驗(yàn)加以修正,最終得出λ1=0.62,λ2=0.95,λ3=0.87,λ4=1.10。所以,δrtndt、δuse、δrm和δrp0.2的計(jì)算過(guò)程如下:
δrtndt=0.62δmr=-15.85%
δuse=0.95δmr=-24.28%
δrm=0.87δmr=-22.24%
δrp0.2=1.10δmr=-28.12%
在已知(rtndt)初始、(use)初始、(rm)初始和(rp0.2)初始,以及δrtndt、δuse、δrm和δrp0.2的情況下,根據(jù)公式(6)至(9)可計(jì)算出本實(shí)施例中實(shí)時(shí)無(wú)延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實(shí)時(shí)上平臺(tái)能量use、實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度rm、實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度rp0.2:
rtndt=(1-δrtndt)·(rtndt)初始(6)
use=(1+δuse)·(use)初始(7)
rm=(1-δrm)·(rm)初始(8)
rp0.2=(1-δrp0.2)·(rp0.2)初始(9)
因此,rtndt、use、rm和rp0.2的具體計(jì)算過(guò)程如下:
rtndt=[1-(-15.85%)]×241=279.19k
use=[1+(-24.28%)]×335=253.66j
rm=[1-(-22.24%)]×591=722.42mpa
rp0.2=[1-(-28.12%)]×483=618.8mpa
2)將上述計(jì)算出的實(shí)時(shí)無(wú)延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實(shí)時(shí)上平臺(tái)能量use、實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度rm和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度rp0.2作為分析輸入?yún)?shù),對(duì)反應(yīng)堆壓力容器輻照損傷過(guò)程中的結(jié)構(gòu)完整性進(jìn)行安全評(píng)估或壽命預(yù)測(cè);具體過(guò)程與傳統(tǒng)的輻照監(jiān)督分析方法相同。
對(duì)比例1
為驗(yàn)證本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無(wú)損評(píng)估方法的有效性,取具有相同輻照損傷程度(一般指具有相同的中子輻照累積注量)的傳統(tǒng)的反應(yīng)堆壓力容器輻照監(jiān)督試樣進(jìn)行破壞性力學(xué)性能試驗(yàn),實(shí)測(cè)并獲得其實(shí)時(shí)無(wú)延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實(shí)時(shí)上平臺(tái)能量use、實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度rm和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度rp0.2。
表1列出了實(shí)施例1與對(duì)比例1得出的實(shí)時(shí)無(wú)延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實(shí)時(shí)上平臺(tái)能量use、實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度rm和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度rp0.2的數(shù)值。
表1
通過(guò)表1可以看出,實(shí)施例1采用本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無(wú)損評(píng)估方法計(jì)算得到的實(shí)時(shí)無(wú)延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實(shí)時(shí)上平臺(tái)能量use、實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度rm和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度rp0.2的數(shù)值分別為279.19k、253.66j、722.42mpa和618.8mpa,而對(duì)比例1實(shí)測(cè)的實(shí)時(shí)無(wú)延性轉(zhuǎn)變溫度rtndt、實(shí)時(shí)上平臺(tái)能量use、實(shí)時(shí)抗拉強(qiáng)度rm和實(shí)時(shí)屈服強(qiáng)度rp0.2的數(shù)值分別為274k、260j、717mpa和623mpa。
由此可見(jiàn),實(shí)施例1計(jì)算出的數(shù)據(jù)與對(duì)比例1實(shí)測(cè)值非常接近,偏差均在6左右,偏差值均在可接受的范圍之內(nèi),因此本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無(wú)損評(píng)估方法可代替?zhèn)鹘y(tǒng)的輻照監(jiān)督分析方法,而且可實(shí)時(shí)監(jiān)測(cè),可適用于核電站的全壽期,同時(shí)對(duì)監(jiān)測(cè)所需條件無(wú)特殊要求,監(jiān)測(cè)成本低,更具實(shí)用性。
結(jié)合以上對(duì)本發(fā)明的詳細(xì)描述可以看出,相對(duì)于現(xiàn)有技術(shù),本發(fā)明核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無(wú)損評(píng)估方法至少具有以下有益技術(shù)效果:
(1)通過(guò)對(duì)壓力反應(yīng)堆容器鋼進(jìn)行實(shí)時(shí)剩余磁化強(qiáng)度的監(jiān)測(cè),可實(shí)現(xiàn)實(shí)時(shí)監(jiān)控并評(píng)估壓力容器的損傷程度,隨時(shí)掌握反應(yīng)容器的運(yùn)行狀態(tài),保證整體的安全性。
(2)實(shí)時(shí)監(jiān)控評(píng)估的全過(guò)程對(duì)壓力堆反應(yīng)容器不會(huì)產(chǎn)生任何損傷,并可實(shí)現(xiàn)多個(gè)監(jiān)測(cè)部位的同時(shí)監(jiān)測(cè),即易于操作,出結(jié)果速度快,而且得出的數(shù)據(jù)精確,經(jīng)濟(jì)環(huán)保,可完全代替?zhèn)鹘y(tǒng)的輻照監(jiān)督分析方法。
(3)整個(gè)監(jiān)測(cè)評(píng)估的過(guò)程中不會(huì)接觸和產(chǎn)生放射性物質(zhì),因此不需要特殊的輻射安全防護(hù)要求,安全性較好,基本無(wú)三廢處理需求。
根據(jù)上述原理,本發(fā)明還可以對(duì)上述實(shí)施方式進(jìn)行適當(dāng)?shù)淖兏托薷?。因此,本發(fā)明并不局限于上面揭示和描述的具體實(shí)施方式,對(duì)本發(fā)明的一些修改和變更也應(yīng)當(dāng)落入本發(fā)明的權(quán)利要求的保護(hù)范圍內(nèi)。此外,盡管本說(shuō)明書中使用了一些特定的術(shù)語(yǔ),但這些術(shù)語(yǔ)只是為了方便說(shuō)明,并不對(duì)本發(fā)明構(gòu)成任何限制。