堆外中子剂量计在RPV辐照监督中的应用

张亚平,施国龙,钟志民,王东辉,徐伟,李杰

(国核电站运行服务技术有限公司,上海200233)

压水反应堆核电厂中,反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,以下简称RPV)是高温高压冷却剂的压力边界,是最为关键的设备之一,其寿命基本决定了核电机组寿命。为了保证RPV在其服役期间有足够的安全裕量,人们对其材料性能提出了严格要求。如美国联邦法规10CFR50附录G中要求反应堆堆芯带区基体和焊缝材料的初始上平台冲击韧性不低于102J,并且在整个服役期间不低于68J[1]。服役期间,RPV材料因长期承受中子照射而引起严重的辐照脆化现象,将对其保持结构完整性、执行预设功能造成威胁。因而RPV材料辐照脆化及其监督是国内外核电业界重点关注的内容[2-4]。

美国联邦法规10CFR50附录H要求寿期内累积快中子注量超过1017·cm-2的RPV必须按ASTM E185的要求建立有效的辐照监督大纲来监督因辐照和高温环境引发的材料性能变化[5]。ASTM E185要求除了用于监督RPV材料性能变化的力学性能监督试样外,还要求对辐照监督管位置的快中子注量进行监督。同时要求电厂根据中子输运理论计算结果制定辐照监督管抽取计划,以保证辐照监督数据可以有效地代表RPV材料辐照损伤状态[6]。

以上为美国标准体系下的RPV辐照监督要求,其它如法国、俄罗斯对RPV辐照监督的要求与此虽有差别,但对RPV材料辐照脆化管理的要求基本一致[7,8]。

1 快中子注量在辐照监督中的应用

辐照监督的最重要目的是为了监督RPV材料的性能变化,确保RPV在服役期间有足够的安全裕度。这样,一方面要保证RPV材料初始性能足够好,一方面需要通过各种手段监督或预测RPV材料在其服役期间的性能变化不至于对RPV保持结构完整性产生危害。目前,大部分压水堆机组都通过辐照监督管的布置、抽取、测试和分析评价等环节来实现RPV材料辐照监督。而这些环节中,快中子注量分布是至关重要的基础数据。

首先,辐照监督管的抽取计划依赖于中子注量分布的计算结果。中子注量分布理论计算结果的准确性决定了辐照监督管抽取计划的合理性。

其次,关联辐照监督管力学试样测试结果与RPV材料性能、中子注量测量结果分析等工作都依赖于中子注量分布的理论计算结果。快中子注量是预测RPV材料性能最为关键的基础数据,其准确性对于RPV材料辐照监督至关重要。

如何获得准确的中子注量分布数据将是核电业界需要重点关注的问题。

2 辐照监督管及其局限性

中子注量分布通常采用中子输运理论计算获得。进行理论计算时将引入各种不确定性,包括几何尺寸、功率燃耗分布、化学成分、核数据等等。因此,中子输运理论计算结果必须用实测结果验证其准确性。NRC RG1.190要求对理论计算方法和工具进行多方面验证,包括采用堆内辐照监督管和堆外中子剂量计的实测结果验证理论计算结果[9]。实际上,理论计算与实测结果各自有其不确定性,都无法获得中子注量分布的真实值。然而,采用堆内辐照监督管检验中子注量分布理论计算结果存在更明显的局限性,主要表现在如下几个方面:

2.1 辐照监督管监测位置少

如果考虑堆芯对称分布,会发现大部分辐照监督管通常都安装在比较单一的周向位置。如图1所示,该机组6根辐照监督管,考虑堆芯对称分布,实际监测只有56°和58.5°两个周向位置[10]。

2.2 辐照监督管不在中子注量率最高位置

如某电厂辐照监督管位于周向17°和20°,其RPV内表面和辐照监督管中心等两个径向位置的快中子注量率沿周向的分布如图2、图3所示。可以看出,0°是快中子注量率最高位置。RPV内表面0°和17°的快中子注量率分别相差达1.8倍、辐照监督管试样中心径向位置0°和17°的快中子注量率相差达2.5倍。快中子注量率的径向差异更大。如图4所示,在周向0°位置,辐照监督管试样中心和RPV内表面的快中子注量率相差6倍,而RPV内外表面的差异达16倍。考虑辐照监督管所处位置与RPV中子注量峰值处的中子注量率的巨大差异,由辐照监督管验证中子注量理论计算结果的准确性存在明显不足。

图2 堆芯中平面RPV内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

图3 堆芯中平面辐照监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

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

2.3 辐照监督管无法验证所在径向位置以外的计算结果

辐照监督管监测位置在RPV以内,这就决定了无法对其径向位置以外空间的中子注量分布理论计算结果做验证,即不能有效验证辐照监督管以外的冷却剂水层厚度及温度、RPV堆焊层和基体金属厚度及化学成分等因素带来的影响。考虑到几何建模采用数据与实际建造竣工数据的差异、冷却剂水层和RPV材料对中子的强烈衰减作用,一旦建模采用尺寸、化学成分、水温等数据出现偏差,将对理论计算结果产生严重影响。

2.4 辐照监督管抽取时间间隔过长

辐照监督管由于抽取时间间隔过长,整个寿期内仅有4-6组中子监测数据。而且,因为在堆内时间过长、服役环境恶劣造成样品损坏以致无法测量的情况时有发生。仅采用如此有限数量的数据验证理论计算结果的有效性也是存在不足的。

2.5 辐照监督管须在一定时间内全部取出

当辐照监督管承受的快中子注量达到一定限值后,要求全部取出,部分测试、部分保留备用。否则,过量的中子照射将使监督监督管数据失去利用价值[11]。监督管全部取出后,如需要实施堆内构件设计变更改造、堆芯装载方案变更等引起中子注量率及中子能谱变化的改造工作,则没有有效手段监测变更前后的中子注量变化,将给改造工作通过相关管理部门的审批带来不确定因素,同时也会给机组安全运行带来一定的风险。

3 堆外中子剂量计优势及其应用

由于准确的中子注量空间分布数据的重要性、辐照监督管对中子注量空间分布验证的局限性,需要更加有效的手段对中子注量理论计算结果的准确性进行补充验证。NRC RG1.190中推荐的堆外中子剂量计是一种经济、有效的补充手段。表1列出了国外某机组应用堆外中子剂量计的结论[12]。可以看出,在对中子注量分布计算结果的验证方面,堆外中子剂量计与堆内辐照监督管达到了相同水平。表2列出了在国内某试验堆上进行的试验验证结果。从表1、表2可以看出,该技术能有效的检验中子注量分布的理论计算结果。但在RPV中子注量测量的实际工程应用中,堆外中子剂量计具有明显优势。

3.1 堆外中子剂量计的优势

相比辐照监督管,堆外中子剂量计在中子注量监测方面有以下优势:

(1)安装选择灵活。因为安装在RPV外部,结构简单,且硬件采用核电厂常见材料,不会对机组安全运行产生显著影响。因此,堆外中子剂量计工程应用相当灵活,可以按需要选择安装位置,只要保证工程上可实施即可。

(2)监测范围广。一般选择在一个八分圆内感兴趣的周向和轴向位置安装中子剂量计。考虑堆芯燃料排布的对称性,可实现包括最高中子注量位置在内整个周向空间的监测。

(3)可实现长期持续监测。可根据需要在一个或多个循环的停堆大修期间实施中子剂量计更换和分析。通过更换新的中子剂量计,可实现对RPV中子注量的长期持续监测。

(4)应用成本较低。安装和更换不会改变电厂运行的热工水力状态,无需进行复杂的安全分析,且所用支撑硬件结构简单,因此堆外中子剂量计应用成本较低。

3.2 堆外中子剂量计应用情况

堆外中子剂量计在国外电厂已经得到了广泛应用。据不完全统计,美国有17个电厂、26个机组应用了该技术,如表3所列。国际上,韩国、西班牙计划在所有压水堆机组上、俄罗斯计划在所有VVER机组安装堆外中子剂量计[13-15]。其它如瑞典、比利时等国,堆外中子剂量计都有应用案例。

分析堆外中子剂量计在这些机组应用的目的,主要集中在补充辐照监督、延寿申请数据支撑;电厂功率提升、堆内构件设计变更、堆芯燃料装载方案变更后的中子注量分布数据验证;数据积累等方面。其它原因还包括辐照监督管中子监测元件测量遇到问题、测量结果和计算结果出现不可接受偏差等情况下的补充测量等。

堆外中子剂量计在2013年也实现了在国内的首次应用,主要用于机组延寿申请时的数据支持。随着我国核电机组增多、机组运行时间增长,如升功率运行、堆内构件设计变更、堆芯燃料装载方案变更、延寿申请等工作也会越来越多。堆外中子剂量计可为上述工作的实施提供有效的验证和数据支撑。表4列出了堆外中子剂量计在国内应用的部分结论。可以看出各中子探测片的测量值与理论计算值符合良好。

3.3 辐照监督的要求和堆外中子剂量计的应用

中子注量是获得有效辐照监督数据的基础,但准确评估RPV辐照脆化程度还需要辐照监督管提供针对具体机组RPV材料的辐照脆化实测数据。

RG1.99第2版中采用经验公式计算参考温度。考虑到材料性能数据的随机性,采用经验公式会带来较大不确定度。因此该导则虽然允许使用经验公式进行预测,但也强调在有2组及以上有效辐照监督数据后,应采用监督数据来评估RPV材料的辐照脆化程度。这是因为由辐照监督管测试数据得到的RPV材料性能数据更能代表其真实性能。而采用真实测试数据可以有效降低机组运行参数的保守性,为后续机组升功率运行、延寿申请等工作打下基础。

但是,如果考虑RPV材料辐照监督的最终目标,那么满足一定条件下,采用中子注量数据预测RPV材料辐照脆化程度是可以接受的。正是基于这种可行性,10CFR50附录H中提出机组可采用综合辐照监督大纲完成RPV材料辐照监督。采用综合辐照监督大纲的机组在其机组内可不安装辐照监督管,但要求将可代表其RPV材料性能的试样放在具有相似设计和运行特征的机组内进行辐照。

综合辐照监督大纲解决了辐照监督的两个问题,一是利用相似机组建立了其RPV材料的辐照脆化规律,二是用中子剂量测量系统获得了准确的中子注量数据。从这个角度出发,如果已有适用的辐照脆化规律,则用堆外中子剂量计即可实现机组设计寿期内和延寿期内的RPV材料辐照监督。

4 结 论

中子注量数据是辐照监督的基础,但准确预测RPV材料性能,还需要有适合于该机组的RPV材料辐照脆化规律。辐照监督管最重要的目的是建立针对该机组RPV材料的辐照脆化规律。同时为验证中子注量理论计算结果提供实测数据。

但由于辐照监督管本身安装位置、抽取计划等原因,其在中子注量验证方面存在明显不足。堆外中子剂量计因为可监测范围大、安装更换和测试的时间安排灵活,是验证中子注量理论计算结果的有效手段。在满足一定条件下,可采用经堆外中子剂量计验证的中子注量数据评估RPV材料辐照脆化程度。随着我国核电机组数量增多、服役时间增长,堆外中子剂量计在机组延寿运行、设计变更改造等方面有广泛应用前景。

表1 美国某机组应用堆外中子剂量计的分析结果Table 1 Analysis results of Ex-vessel neutron dosimetry in USA

表2 堆外中子剂量计验证试验主要结果Table 2 Main results from Ex-vessel neutron dosimetry verification testing

表3 美国核电厂堆外中子剂量计应用统计Table 3 NPPs in USA which applied Ex-vessel neutron dosimetry

表4 国内EVND应用结果Table 4 Measurement results in an domestic EVND project

[1]NRC.10CFR50 Appendix G,Fracture Toughness Requirements[R].Washington DC:NRC,2017.

[2]孙海涛.压水堆核电厂反应道压力容器辐照脆化评价与监督[J].核安全,2010(3):17-21.

[3]张敬才.秦山核电二期工程反应堆压力容器及其寿命预计[J].核动力工程,2003,24(S1),130-133+137.

[4]万强茂,束国刚,王荣山,等.法国900MWe压水堆RPV中子辐照脆化寿命管理策略研究[J].核科学与工程,2011,31(4),372-384.

[5]NRC.10CFR50 Appendix H,Reactor Vessel Material Surveillance Program Requirements[R].Washington DC:NRC,2017.

[6]American Society for Testing and Materials.Standard Practice for Design of Surveillance Programs for Light-Water Moderated Nuclear Power Reactor Vessels[S].West Conshohocken:ASTM,2002.

[7]IAEA.Guidelines for prediction of irradiation embrittlement of operating WWER-440 reactor vessels[R].Vienna:IAEA,2005.

[8]GeorgesBezdikian.French nuclear plant life management strategy application on reactor pressure vessels and steam generators life management[R].Beijing:18thSmiRT,2005.

[9]NRC.Regulatory Guide 1.190,Calculational and Dosimetry Methods for Determining Pressure Vessel Neutron Fluence[R].Washington DC:NRC,2001.

[10]Laubham T J,Conermann J,et al.Analysis of Capsule X From the Tennessee Valley Authority Watt Bar Unit 1 Reactor Vessel Radiation Surveillance Program[R].2004.

[11]NRC.XI.M31,Reactor Vessel Surveillance,Nureg 1801 Rev.2[R].Washington DC:NRC.

[12]Hayes E T.Ex-vessel neutron dosimetry program for XXX NPP cycle 15[R].2005.

[13]Byoung Chul Kim,Choon Sung Yoo,et al.The role of Ex-Vessel neutron Dosimetry in reactor vessel surveillance in south korea[C].Proceedings of the 13th International Symposium on Reactor Dosimetry,2008,pp.379-387.

[14]Borodkin G,Khrennikov N,et al.,Monitoring of radiation load of pressure vessel of russianvver in compliance with license amendments[C].Proceedings of the 13th International Symposium on Reactor Dosimetry,2008,pp.404-411.

[15]Ballesteros A,Jardi X.Spanish RPV surveillance programmes lessons learned and current activities[C].Proceedings of the 13th International Symposium on Reactor Dosimetry,2008,pp.388-395.