反應堆壓力容器輻照監督

杜清良

【摘 要】反應堆壓力容器使用的鐵素體鋼在快中子輻照下會產生輻照損傷，通過在反應堆內安裝一定數量的監督管，定期抽取后進行輻照監督性能試驗，以獲得試驗數據對反應堆壓力容器進行壽命管理與評估。通過輻照監督試驗可以獲得表征反應堆壓力容器材料脆化程度的評價參數。

【關鍵詞】反應堆壓力容器；輻照損傷；輻照監督

中圖分類號： TL413 文獻標識碼： A 文章編號： 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

反應堆壓力容器（簡稱“RPV”）在服役壽期內的完整性對反應堆安全性至關重要，在反應堆壓力邊界完整性研究中，為防止RPV發生無延性破壞，對其在整個壽期內的完整性進行評價是最重要的研究課題。RPV的老化是一個復雜的過程，包含輻照脆化、熱老化、疲勞、磨損等多種老化機理。從核安全管理和老化管理的角度考慮，進行RPV輻照監督的研究工作，具有非常重要的意義。國際上通用的RPV輻照監督方法是在堆內構件吊籃外放置監督管，定期抽取后進行輻照監督性能試驗。從而獲得RPV輻照環境數據、材料的力學性能、脆化程度及發展趨勢，并利用這些數據對其完整性進行評價，確定在役檢查階段一回路水壓試驗的試驗溫度、升溫/降溫階段的P-T運行限值曲線，修改反應堆運行參數，同時為電站壽命管理提供基礎數據。

1 輻照損傷機理

鐵素體鋼在經受高能中子輻照后，將會產生輻照缺陷，使金屬材料組織發生變化；同時，材料的性能會出現輻照硬化、脆化、蠕變和疲勞等現象。輻照硬化通常是指屈服應力和拉伸極限的提高，二者都是快中子劑量和溫度的函數。高能中子輻照除產生缺陷外，會引起核嬗變反應，使材料的原子核發生變化，這些嬗變核的反沖亦造成一定損傷。輻照缺陷經過復合、聚集和演化，形成一些穩定的缺陷和一些合金元素的偏析及新相，它們有點缺陷、空位團、間隙原子團、位錯環、層錯四面體、空洞、碳化物沉淀物、氦氣泡和一些新相。壓水堆的RPV鋼材一般選用的是鐵素體鋼，該材料具有BCC點陣結構，同樣存在輻照脆性。

載能粒子在固體內慢化過程中將部分能量以彈性碰撞的方式傳輸給被擊點陣原子。被擊點陣原子稱為初級碰撞原子，而被入射粒子擊出的點陣原子稱為初級離位原子。初級離位原子可能帶有相當大的能量，在固體中經歷碰撞過程，并使其他靜止的點陣原子也處于運動之中從而激起碰撞級聯。這些相繼運動的原子靜止下來時，在固體內形成同等數目的點陣空位和離位原子，并導致固體的點陣損傷。晶體內原子都是規律、周期性重復排列的，由此構成各種不同的點陣。任何使這種周期性排列發生破壞的晶體，都稱為晶體內存在缺陷。

2 超前因子

超前因子是指輻照監督管內試樣的中子注量（E>1MeV）與所代表的RPV相應部位內表面（峰值）中子注量處的中子注量之比。 在ASTM E185-02中對超前因子的定義是：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。

選擇超前因子應以減少將試樣監測結果外推到RPV本體的計算不確定度為原則，并盡可能擴大監督大綱對RPV全壽期內材料性能變化的監測能力。在ASTM E185中，超前因子一般取1～3。影響超前因子的因素很多，主要集中在以下幾個方面：（1）反應堆堆型、結構；（2）監督管在RPV周向的安裝位置；（3）監督管在RPV軸向的安裝位置；（4）燃料管理方案。歸根結底還是由于反應堆堆型、監督管安裝位置以及燃料管理方案的不同，造成輻照監督管所處的位置受到的輻照量與RPV內壁所受到的輻照量的比值不同造成的。

3 RPV輻照監督參數

每根輻照監督管內裝載的試樣主要有溫度探測器、中子注量探測器以及力學性能試樣三類。在役核電廠根據RPV輻照監督大綱規定的時間間隔抽取出輻照監督管后，需要進行一系列的試驗和分析工作。

3.1 溫度監測

輻照溫度對鋼材的輻照損傷是有影響的，輻照溫度越高，鋼材的脆化程度越低。為了使輻照監督試樣的監測結果能夠更好的代表RPV材料性能的變化，要求溫度探測器監測的輻照溫度應盡可能的接近RPV的輻照溫度。每根輻照監督管內均設置了三組溫度探測器，并與活化劑量探測器一同分布在輻照監督管的上部、中部和下部。

輻照監督管切割解體后，通過直接目視，掃描電鏡觀察溫敏材料是否發生熔化從而判斷出RPV所經歷最高溫度范圍是否超出溫敏材料的監測范圍，達到監測RPV所經歷最高溫度范圍的目的。

3.2 中子注量監測

中子注量測量參照ASTM相關標準，通過探測片質量稱量、活度測量及中子注量率計算，獲得輻照監督管的快中子注量，驗證中子注量理論計算結果。中子注量計算是通過跟蹤每一循環輻照監督管、壓力容器內壁和內1/4壁厚處的快中子注量和超前因子，計算壓力容器內壁快中子注量周向和軸向分布。

每根輻照監督管中均裝載有兩類劑量探測器：裂變劑量探測器和活化劑量探測器。其中，裂變劑量探測器為2個；活化劑量探測器分為三組，分布在輻照監督管的上部、中部和下部，用于探測出沿軸向高度的中子通量分布情況。探測器能反映中子的輻照強度，通過用γ譜儀和中子物理方法進行分析處理，計算出輻照監督管安裝處的熱中子和快中子注量。

3.3 力學性能監測

輻照監督管中的力學性能試驗分為夏比V沖擊試驗、落錘沖擊試驗、拉伸試驗、緊湊拉伸試驗和彎曲試驗四類。

3.3.1 沖擊試驗

a、冷態試樣

冷態試樣進行的沖擊試驗包括夏比V沖擊試驗和落錘沖擊試驗。進行冷態試樣的夏比V沖擊試驗是為了確定RPV材料的初始RTNDT，包括堆芯筒體、下封頭過渡段與堆芯筒體間的焊縫熔敷金屬和對應的熱影響區金屬。

b、輻照后試樣

輻照后的試樣需進行夏比V沖擊試驗，試樣包括母材、焊縫金屬、熱影響區金屬及參考材料，沖擊實驗結果用于繪制沖擊韌性曲線、側膨脹量曲線和韌性斷面曲線。在得到各組試樣的試驗參數后，結合冷態試樣試驗獲得的無脆性轉變溫度（TNDT）和初始參考轉變溫度（RTNDTi），按照以下公式計算出輻照后的RTNDT值：

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

母材和焊縫金屬因輻照效應所導致的參考韌脆轉變溫度變化值（△RTNDT）的預測值，可參照RCC-M附錄ZG3430公式進行計算：

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

受監測材料的RTNDT實際值至多等于其理論預測值。 RTNDT實際值不致于質疑預計曲線時，則曲線值可用于確定調整水壓試驗、機組運行等參數。RTNDT實際值明顯高于理論預測值，則視為一個異常。

3.3.2 拉伸試驗

冷態試樣和輻照后試樣的拉伸試驗分別在20℃和292℃下進行，實驗材料包括母材和焊縫金屬試樣，實驗要求按ASTM E8M（2004）和ASTM E21（2005）執行。通過試驗獲得材料在對應溫度下的抗拉強度σb、屈服強度σ0.2、斷面收縮率ψ、延伸率δ等參數。

緊湊拉伸試驗用于確定材料的動態臨界應力因子KⅠd，冷態緊湊拉伸試驗為輻照后的緊湊拉伸試驗提供對比數據。緊湊拉伸試驗選取的溫度點包括RTNDT和RTNDT+30℃兩個溫度點，還可以選取其他溫度。彎曲試驗用于確定材料的靜態臨界應力因子K1C，冷態彎曲試驗為輻照后的彎曲試驗提供對比數據。

4 輻照監督管的數量

一般，每臺RPV設置8根輻照監督管，在首次裝料前入堆安裝6根，剩余2根作為備用；此外，每臺RPV均設置有相應的冷態試樣、母材見證件以及能夠加工2根輻照監督管所需試樣的檔案材料。首次入堆輻照監督管數量對機組今后的輻照監督計劃以及老化管理有明顯影響，營運單位需根據燃料管理方案及機組延壽等因素，決定首次安裝入堆的輻照監督管數量。

5 結論

通過定期提取輻照監督管進行相關試驗和分析是RPV壽命管理與評估最重要的手段，輻照監督管內裝載的試樣經過試驗后可獲得相關評價數據。（1）通過比較監督試樣輻照前、后力學性能的變化，確定韌脆轉變溫度增量ΔRTNDT，指導一回路水壓試驗中溫度的選擇、修正機組運行參數，并決定在運行后期是否要進行退火處理；（2）將測定的轉變溫度增量與預計的轉變溫度增量進行比較，將中子注量監測值與設計值比較，驗證原設計參數和運行參數的正確性；（3）確定RPV的輻照脆化趨勢；（4）根據監督結果對其后的監督管抽取時間是否變更提出建議。

【參考文獻】

[1]RSE-M1997（2000）法國壓水堆核電廠核島機械設備在役檢查規則.

[2]RCC-M2000（2002）法國壓水堆核電站核島機械設備設計和建造規則.

[3]郁金南.材料輻照效應.