反应堆压力容器辐照监督

杜清良

【摘 要】反應堆压力容器使用的铁素体钢在快中子辐照下会产生辐照损伤，通过在反应堆内安装一定数量的监督管，定期抽取后进行辐照监督性能试验，以获得试验数据对反应堆压力容器进行寿命管理与评估。通过辐照监督试验可以获得表征反应堆压力容器材料脆化程度的评价参数。

【关键词】反应堆压力容器；辐照损伤；辐照监督

中图分类号： TL413 文献标识码： A 文章编号： 2095-2457（2018）18-0044-002

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2018.18.019

【Abstract】The ferrite steel used in the reactor pressure vessel will produce irradiation damage under fast neutron irradiation. Through installing a certain number of supervision tubes in the reactor，the irradiation supervision performance test is carried out after regular extraction.In order to obtain experimental data，the life management and evaluation of reactor pressure vessels were carried out.The evaluation parameters of brittle degree of reactor pressure vessel can be obtained by irradiation supervision test.

【Key words】Reactor pressure vessel；Irradiation damage；Irradiation surveillance

0 引言

反应堆压力容器（简称“RPV”）在服役寿期内的完整性对反应堆安全性至关重要，在反应堆压力边界完整性研究中，为防止RPV发生无延性破坏，对其在整个寿期内的完整性进行评价是最重要的研究课题。RPV的老化是一个复杂的过程，包含辐照脆化、热老化、疲劳、磨损等多种老化机理。从核安全管理和老化管理的角度考虑，进行RPV辐照监督的研究工作，具有非常重要的意义。国际上通用的RPV辐照监督方法是在堆内构件吊篮外放置监督管，定期抽取后进行辐照监督性能试验。从而获得RPV辐照环境数据、材料的力学性能、脆化程度及发展趋势，并利用这些数据对其完整性进行评价，确定在役检查阶段一回路水压试验的试验温度、升温/降温阶段的P-T运行限值曲线，修改反应堆运行参数，同时为电站寿命管理提供基础数据。

1 辐照损伤机理

铁素体钢在经受高能中子辐照后，将会产生辐照缺陷，使金属材料组织发生变化；同时，材料的性能会出现辐照硬化、脆化、蠕变和疲劳等现象。辐照硬化通常是指屈服应力和拉伸极限的提高，二者都是快中子剂量和温度的函数。高能中子辐照除产生缺陷外，会引起核嬗变反应，使材料的原子核发生变化，这些嬗变核的反冲亦造成一定损伤。辐照缺陷经过复合、聚集和演化，形成一些稳定的缺陷和一些合金元素的偏析及新相，它们有点缺陷、空位团、间隙原子团、位错环、层错四面体、空洞、碳化物沉淀物、氦气泡和一些新相。压水堆的RPV钢材一般选用的是铁素体钢，该材料具有BCC点阵结构，同样存在辐照脆性。

载能粒子在固体内慢化过程中将部分能量以弹性碰撞的方式传输给被击点阵原子。被击点阵原子称为初级碰撞原子，而被入射粒子击出的点阵原子称为初级离位原子。初级离位原子可能带有相当大的能量，在固体中经历碰撞过程，并使其他静止的点阵原子也处于运动之中从而激起碰撞级联。这些相继运动的原子静止下来时，在固体内形成同等数目的点阵空位和离位原子，并导致固体的点阵损伤。晶体内原子都是规律、周期性重复排列的，由此构成各种不同的点阵。任何使这种周期性排列发生破坏的晶体，都称为晶体内存在缺陷。

2 超前因子

超前因子是指辐照监督管内试样的中子注量（E>1MeV）与所代表的RPV相应部位内表面（峰值）中子注量处的中子注量之比。 在ASTM E185-02中对超前因子的定义是：The ratio of the neutron fluence rate at the specimens in a surveillance capsule to the neutron fluence rate at the reactor pressure vessel inside surface peak fluence location。

选择超前因子应以减少将试样监测结果外推到RPV本体的计算不确定度为原则，并尽可能扩大监督大纲对RPV全寿期内材料性能变化的监测能力。在ASTM E185中，超前因子一般取1～3。影响超前因子的因素很多，主要集中在以下几个方面：（1）反应堆堆型、结构；（2）监督管在RPV周向的安装位置；（3）监督管在RPV轴向的安装位置；（4）燃料管理方案。归根结底还是由于反应堆堆型、监督管安装位置以及燃料管理方案的不同，造成辐照监督管所处的位置受到的辐照量与RPV内壁所受到的辐照量的比值不同造成的。

3 RPV辐照监督参数

每根辐照监督管内装载的试样主要有温度探测器、中子注量探测器以及力学性能试样三类。在役核电厂根据RPV辐照监督大纲规定的时间间隔抽取出辐照监督管后，需要进行一系列的试验和分析工作。

3.1 温度监测

辐照温度对钢材的辐照损伤是有影响的，辐照温度越高，钢材的脆化程度越低。为了使辐照监督试样的监测结果能够更好的代表RPV材料性能的变化，要求温度探测器监测的辐照温度应尽可能的接近RPV的辐照温度。每根辐照监督管内均设置了三组温度探测器，并与活化剂量探测器一同分布在辐照监督管的上部、中部和下部。

辐照监督管切割解体后，通过直接目视，扫描电镜观察温敏材料是否发生熔化从而判断出RPV所经历最高温度范围是否超出温敏材料的监测范围，达到监测RPV所经历最高温度范围的目的。

3.2 中子注量监测

中子注量测量参照ASTM相关标准，通过探测片质量称量、活度测量及中子注量率计算，获得辐照监督管的快中子注量，验证中子注量理论计算结果。中子注量计算是通过跟踪每一循环辐照监督管、压力容器内壁和内1/4壁厚处的快中子注量和超前因子，计算压力容器内壁快中子注量周向和轴向分布。

每根辐照监督管中均装载有两类剂量探测器：裂变剂量探测器和活化剂量探测器。其中，裂变剂量探测器为2个；活化剂量探测器分为三组，分布在辐照监督管的上部、中部和下部，用于探测出沿轴向高度的中子通量分布情况。探测器能反映中子的辐照强度，通过用γ谱仪和中子物理方法进行分析处理，计算出辐照监督管安装处的热中子和快中子注量。

3.3 力学性能监测

辐照监督管中的力学性能试验分为夏比V冲击试验、落锤冲击试验、拉伸试验、紧凑拉伸试验和弯曲试验四类。

3.3.1 冲击试验

a、冷态试样

冷态试样进行的冲击试验包括夏比V冲击试验和落锤冲击试验。进行冷态试样的夏比V冲击试验是为了确定RPV材料的初始RTNDT，包括堆芯筒体、下封头过渡段与堆芯筒体间的焊缝熔敷金属和对应的热影响区金属。

b、辐照后试样

辐照后的试样需进行夏比V冲击试验，试样包括母材、焊缝金属、热影响区金属及参考材料，冲击实验结果用于繪制冲击韧性曲线、侧膨胀量曲线和韧性断面曲线。在得到各组试样的试验参数后，结合冷态试样试验获得的无脆性转变温度（TNDT）和初始参考转变温度（RTNDTi），按照以下公式计算出辐照后的RTNDT值：

RTNDT=RTNDTi+△TCV（△TCV取△T56J与△T0.89mm的大值）

母材和焊缝金属因辐照效应所导致的参考韧脆转变温度变化值（△RTNDT）的预测值，可参照RCC-M附录ZG3430公式进行计算：

ΔRTNDT=[22+556 （%Cu-0.08）+2778 （ %P-0.008）] [f/1019]1/2

受监测材料的RTNDT实际值至多等于其理论预测值。 RTNDT实际值不致于质疑预计曲线时，则曲线值可用于确定调整水压试验、机组运行等参数。RTNDT实际值明显高于理论预测值，则视为一个异常。

3.3.2 拉伸试验

冷态试样和辐照后试样的拉伸试验分别在20℃和292℃下进行，实验材料包括母材和焊缝金属试样，实验要求按ASTM E8M（2004）和ASTM E21（2005）执行。通过试验获得材料在对应温度下的抗拉强度σb、屈服强度σ0.2、断面收缩率ψ、延伸率δ等参数。

紧凑拉伸试验用于确定材料的动态临界应力因子KⅠd，冷态紧凑拉伸试验为辐照后的紧凑拉伸试验提供对比数据。紧凑拉伸试验选取的温度点包括RTNDT和RTNDT+30℃两个温度点，还可以选取其他温度。弯曲试验用于确定材料的静态临界应力因子K1C，冷态弯曲试验为辐照后的弯曲试验提供对比数据。

4 辐照监督管的数量

一般，每台RPV设置8根辐照监督管，在首次装料前入堆安装6根，剩余2根作为备用；此外，每台RPV均设置有相应的冷态试样、母材见证件以及能够加工2根辐照监督管所需试样的档案材料。首次入堆辐照监督管数量对机组今后的辐照监督计划以及老化管理有明显影响，营运单位需根据燃料管理方案及机组延寿等因素，决定首次安装入堆的辐照监督管数量。

5 结论

通过定期提取辐照监督管进行相关试验和分析是RPV寿命管理与评估最重要的手段，辐照监督管内装载的试样经过试验后可获得相关评价数据。（1）通过比较监督试样辐照前、后力学性能的变化，确定韧脆转变温度增量ΔRTNDT，指导一回路水压试验中温度的选择、修正机组运行参数，并决定在运行后期是否要进行退火处理；（2）将测定的转变温度增量与预计的转变温度增量进行比较，将中子注量监测值与设计值比较，验证原设计参数和运行参数的正确性；（3）确定RPV的辐照脆化趋势；（4）根据监督结果对其后的监督管抽取时间是否变更提出建议。

【参考文献】

[1]RSE-M1997（2000）法国压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则.

[2]RCC-M2000（2002）法国压水堆核电站核岛机械设备设计和建造规则.

[3]郁金南.材料辐照效应.