摘 要：反應(yīng)堆壓力容器（以下簡(jiǎn)稱(chēng)RPV）是核安全一級(jí)設(shè)備，在整個(gè)核島一回路處于核心地位。由于其主體材料為低合金鐵素體鋼，在長(zhǎng)時(shí)間的放射線環(huán)境下變脆、韌性減小，造成RPV老化或?qū)е翿PV失效。文章著重從核安全管理和老化管理的角度，開(kāi)展RPV輻照監(jiān)督的研究，重點(diǎn)探討了中子輻照脆化機(jī)理，以某堆型介紹了輻照監(jiān)督管的結(jié)構(gòu)、抽取計(jì)劃和力學(xué)性能試驗(yàn)等內(nèi)容。

關(guān)鍵詞：壓力容器；輻照監(jiān)督；試驗(yàn)

1 RPV全壽期監(jiān)督的必要性

1.1 RPV主要功能

RPV為圓柱形，帶有半球形底封頭和可拆卸的帶法蘭半球形封頭。它用于支承和密封反應(yīng)堆堆芯的高壓安全邊界，通過(guò)RPV支承墊安放在混凝土的安全殼結(jié)構(gòu)上。RPV的設(shè)計(jì)、制造、運(yùn)行及監(jiān)督等必須遵循嚴(yán)格的準(zhǔn)則，它在整個(gè)核島一回路中處于核心的地位，它的安全性和有效性直接關(guān)系著核電站的安全與效益。

1.2 RPV老化

當(dāng)前嚴(yán)重威脅著核電站安全的是核電站的老化。在上個(gè)世紀(jì)50年代，第一代核電站開(kāi)始興建。之后由于1970年的石油危機(jī)爆發(fā)，大批量的第二代核電站先后在歐美、日本等國(guó)家和地區(qū)建造。由于核電站技術(shù)剛剛起步、核電站設(shè)備的主體材料受到時(shí)代的制約，第一代、第二代的核電站設(shè)計(jì)壽命大約為四十年左右。當(dāng)前，到了這些核電站即將退役的時(shí)刻，核電站一回路中的主設(shè)備，尤其是其核心設(shè)備RPV的安全性、有效性直接成為我們必須考慮的首要問(wèn)題。老化是指核電廠系統(tǒng)、構(gòu)筑物或部件，由于單個(gè)老化機(jī)理或多個(gè)老化機(jī)理組合的影響，其物理特性隨時(shí)間或使用的變化過(guò)程而出現(xiàn)改變。RPV的老化主要有以下幾種：熱老化、輻照脆化、回火脆化、腐蝕等。

1.3 中子輻照脆化

RPV的主體材料一般有SA508Gr.3Cl.1（ASME體系）、16MND5（RCC-M體系）。它們都屬于低合金鐵素體鋼。雖然具有較高的強(qiáng)度、良好的韌性，但是由于其工作環(huán)境為大量快中子輻照的高溫、高壓下，它很容易受到快中子的轟擊，進(jìn)而使鐵原子離位，產(chǎn)生空位，離位的鐵原子就成為一個(gè)間隙原子。隨著時(shí)間的推移，越來(lái)越多的快中子轟擊，大量的間隙原子及空位源源不斷的產(chǎn)生，它們也能將其他原子從所在的點(diǎn)陣位置轟擊出去，從而發(fā)生更多的串級(jí)碰撞效應(yīng)。這些空位和間隙原子也有可能部分地相遇進(jìn)而抵消，也有可能被晶界的尾間所吸收，或者空位與間隙原子各自通過(guò)聚集形成位錯(cuò)環(huán)、堆垛層錯(cuò)環(huán)以及增加位錯(cuò)密度等，故使位錯(cuò)運(yùn)動(dòng)受阻而引起材料硬化、強(qiáng)化和脆化。

2 反應(yīng)堆壓力容器輻照監(jiān)督管

目前RPV輻照監(jiān)督采用在堆內(nèi)放置輻照監(jiān)督管，定期取樣的方法。即在運(yùn)行的反應(yīng)堆放入足夠數(shù)量、具有代表性的監(jiān)督樣品（包括母材、焊縫和熱影響區(qū)材料）。樣品是與壓力容器同爐、同工藝的材料制作，分成若干份，放入輻照監(jiān)督管中，隨堆輻照，定期取出進(jìn)行樣品的機(jī)械性能試驗(yàn)。目的：一是監(jiān)測(cè)反應(yīng)堆壓力容器堆芯區(qū)的鐵素體材料因中子輻照和熱環(huán)境引起的斷裂性韌度變化；二是使用所測(cè)得的數(shù)據(jù)確定壓力容器在全壽期內(nèi)可以運(yùn)行的且具有適當(dāng)安全裕量的環(huán)境。

2.1 輻照監(jiān)督管簡(jiǎn)介

輻照監(jiān)督管為1.5m左右長(zhǎng)，直徑50mm左右的長(zhǎng)管。上部裝有頂部端塞、氣孔塞，下部裝有底部端塞，中間由2塊半殼板組成。在其中間放置有大量的試樣和測(cè)量盒。如存放的試樣有夏比Ⅴ型缺口沖擊試樣、拉伸試樣、緊湊拉伸試樣、落錘試樣等。測(cè)量盒主要放置中子注量探測(cè)片和測(cè)溫合金。中子注量探測(cè)片根據(jù)其測(cè)得的快中子注量、快中子能譜以及熱中子注量密度等數(shù)據(jù)來(lái)表征上述試樣和反應(yīng)堆壓力容器所受的積分注量和中子能譜。測(cè)溫合金用來(lái)判定輻照試樣在反應(yīng)堆內(nèi)曾經(jīng)達(dá)到的最高溫度，以檢測(cè)輻照溫度對(duì)材料的熱影響。

2.2 輻照監(jiān)督管布置

不同的堆型，其輻照監(jiān)督管的長(zhǎng)度、數(shù)量及內(nèi)部試樣的數(shù)目不盡相同，然而其放置的位置大體都是相同的，即放置在吊籃筒體外側(cè)。以某堆型為例，其堆芯區(qū)域設(shè)置8根輻照監(jiān)督管，這些輻照監(jiān)督管放置于焊接在吊籃筒體外部的導(dǎo)向管中。

2.3 抽取計(jì)劃及裝卸

一般來(lái)說(shuō)，輻照監(jiān)督管的抽取計(jì)劃主要是依據(jù)超前因子和堆芯區(qū)燃料管里的變化情況來(lái)確定的。按照ASTM E185的規(guī)定，第一根輻照監(jiān)督管安排在早期，即快中子注量達(dá)到5×1018n/cm2時(shí)抽取，主要是驗(yàn)證輻照監(jiān)督試樣的材料對(duì)真實(shí)輻照環(huán)境的響應(yīng)以及計(jì)算值的符合程度。最后一根輻照監(jiān)督管的輻照應(yīng)超過(guò)壽期末壓力容器內(nèi)表面峰值快中子注量計(jì)算值。中間幾根輻照監(jiān)督管的抽取時(shí)間安排在首末之間的適當(dāng)時(shí)間，如在換料停堆或電站停堆時(shí)間進(jìn)行。卸出輻照樣品，是在RPV換料時(shí)進(jìn)行。首先利用連接在環(huán)形吊車(chē)上的工具打開(kāi)樣品導(dǎo)管上部的端塞，隨后利用一個(gè)專(zhuān)用工具抓取樣品，將輻照樣品卸出放于專(zhuān)用運(yùn)輸容器內(nèi)。

3 反應(yīng)堆壓力容器輻照監(jiān)督試驗(yàn)

根據(jù)美國(guó)ASME標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定，用參考溫度RTNDT作為防止脆斷的判據(jù)，并提出了測(cè)試方法和專(zhuān)門(mén)規(guī)定。先由落錘試驗(yàn)測(cè)出TNDT，然后依據(jù)上述溫度進(jìn)行夏比Ⅴ沖擊試驗(yàn)，得出RTNDT。下面簡(jiǎn)要介紹這兩種類(lèi)型試驗(yàn)。

3.1 落錘試驗(yàn)

母材、焊縫和熱影響區(qū)冷態(tài)基準(zhǔn)落錘試樣用于確定未經(jīng)輻照材料的無(wú)塑性轉(zhuǎn)變溫度（TNDT），這些試驗(yàn)數(shù)據(jù)是獲取基準(zhǔn)無(wú)塑性轉(zhuǎn)變溫度的（RTNDT）基礎(chǔ)，并從而獲得之后輻照導(dǎo)致的RTNDT變化數(shù)據(jù)。落錘試樣的標(biāo)準(zhǔn)有兩個(gè)，一個(gè)是我國(guó)的GB/T 6803《鐵素體鋼的無(wú)塑性轉(zhuǎn)變溫度落錘試驗(yàn)標(biāo)準(zhǔn)方法》；另一個(gè)是美國(guó)的ASTM E208-81《測(cè)定鐵素體鋼無(wú)塑性轉(zhuǎn)變溫度用墜重試驗(yàn)方法》。

3.2 夏比Ⅴ沖擊試驗(yàn)

由于此試驗(yàn)我們重點(diǎn)關(guān)注的是RTNDT，下面將重點(diǎn)介紹RTNDT如何測(cè)得。

（1）選定一個(gè)溫度TNDT，該溫度等于或高于落錘試驗(yàn)測(cè)得的無(wú)塑性轉(zhuǎn)變溫度。

（2）當(dāng)溫度不大于TNDT+33℃時(shí)，每個(gè)CV的橫向膨脹至少為0.89mm，并且吸收能量應(yīng)不小于68J。當(dāng)這些要求都滿足時(shí)，此時(shí)的就是TNDT參考溫度RTNDT。

（3）如果不能滿足上述（2）項(xiàng)的要求，則可進(jìn)行以三個(gè)試樣為一組的補(bǔ)充CV試驗(yàn)，以測(cè)定試樣組都能滿足的TCV溫度。在此情況下，參考溫度RTNDT=TCV-33℃。因此參考溫度RTNDT是TNDT和TCV-33℃兩者中的較高值。

（4）當(dāng)CV試驗(yàn)沒(méi)有在TNDT+33℃溫度下進(jìn)行；或CV試驗(yàn)在TNDT+33℃溫度下進(jìn)行，但最低吸收能量未達(dá)到68J，最小橫向膨脹量未達(dá)到0.89mm時(shí)，則可利用所進(jìn)行的所有CV試驗(yàn)的最小數(shù)據(jù)點(diǎn)，作一條完整的CV試驗(yàn)曲線，再?gòu)倪@條曲線得到代表最低吸收能量為68J和最小橫向膨脹量為0.89mm時(shí)對(duì)應(yīng)的溫度值。

4 結(jié)束語(yǔ)

目前，通過(guò)研究已經(jīng)得出了預(yù)測(cè)的經(jīng)驗(yàn)公式，RPV輻照監(jiān)督及完整性評(píng)估的標(biāo)準(zhǔn)體系得以建立，規(guī)定了RPV中子輻照環(huán)境的物理計(jì)算-劑量檢測(cè)、熱環(huán)境檢測(cè)和鐵素體材料力學(xué)性能變化監(jiān)督試驗(yàn)的要求。制定了對(duì)RPV完整性的評(píng)價(jià)方法、準(zhǔn)則，這樣保證了核電站在整個(gè)壽期內(nèi)安全、可靠。

我國(guó)關(guān)于核電廠老化尤其是RPV老化的研究剛剛起步，還沒(méi)有形成自己的法規(guī)體系，亟需建立包括老化評(píng)估及時(shí)限老化分析的對(duì)象的確認(rèn)、評(píng)估的技術(shù)基礎(chǔ)、環(huán)境影響評(píng)估的方法及內(nèi)容等。為了建立適合國(guó)內(nèi)核電廠RPV老化管理的法規(guī)、標(biāo)準(zhǔn)及技術(shù)體系，需要業(yè)界對(duì)上述問(wèn)題進(jìn)行充分探討，結(jié)合我國(guó)現(xiàn)有堆型的實(shí)踐，不斷總結(jié)和完善，形成有中國(guó)特色的核電廠運(yùn)行延續(xù)性體系。

參考文獻(xiàn)

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