張亞平,施國龍,鐘志民,王東輝,徐偉,李杰

(國核電站運行服務(wù)技術(shù)有限公司,上海200233)

壓水反應(yīng)堆核電廠中,反應(yīng)堆壓力容器(Reactor Pressure Vessel,以下簡稱RPV)是高溫高壓冷卻劑的壓力邊界,是最為關(guān)鍵的設(shè)備之一,其壽命基本決定了核電機組壽命。為了保證RPV在其服役期間有足夠的安全裕量,人們對其材料性能提出了嚴格要求。如美國聯(lián)邦法規(guī)10CFR50附錄G中要求反應(yīng)堆堆芯帶區(qū)基體和焊縫材料的初始上平臺沖擊韌性不低于102J,并且在整個服役期間不低于68J[1]。服役期間,RPV材料因長期承受中子照射而引起嚴重的輻照脆化現(xiàn)象,將對其保持結(jié)構(gòu)完整性、執(zhí)行預(yù)設(shè)功能造成威脅。因而RPV材料輻照脆化及其監(jiān)督是國內(nèi)外核電業(yè)界重點關(guān)注的內(nèi)容[2-4]。

美國聯(lián)邦法規(guī)10CFR50附錄H要求壽期內(nèi)累積快中子注量超過1017·cm-2的RPV必須按ASTM E185的要求建立有效的輻照監(jiān)督大綱來監(jiān)督因輻照和高溫環(huán)境引發(fā)的材料性能變化[5]。ASTM E185要求除了用于監(jiān)督RPV材料性能變化的力學(xué)性能監(jiān)督試樣外,還要求對輻照監(jiān)督管位置的快中子注量進行監(jiān)督。同時要求電廠根據(jù)中子輸運理論計算結(jié)果制定輻照監(jiān)督管抽取計劃,以保證輻照監(jiān)督數(shù)據(jù)可以有效地代表RPV材料輻照損傷狀態(tài)[6]。

以上為美國標準體系下的RPV輻照監(jiān)督要求,其它如法國、俄羅斯對RPV輻照監(jiān)督的要求與此雖有差別,但對RPV材料輻照脆化管理的要求基本一致[7,8]。

1 快中子注量在輻照監(jiān)督中的應(yīng)用

輻照監(jiān)督的最重要目的是為了監(jiān)督RPV材料的性能變化,確保RPV在服役期間有足夠的安全裕度。這樣,一方面要保證RPV材料初始性能足夠好,一方面需要通過各種手段監(jiān)督或預(yù)測RPV材料在其服役期間的性能變化不至于對RPV保持結(jié)構(gòu)完整性產(chǎn)生危害。目前,大部分壓水堆機組都通過輻照監(jiān)督管的布置、抽取、測試和分析評價等環(huán)節(jié)來實現(xiàn)RPV材料輻照監(jiān)督。而這些環(huán)節(jié)中,快中子注量分布是至關(guān)重要的基礎(chǔ)數(shù)據(jù)。

首先,輻照監(jiān)督管的抽取計劃依賴于中子注量分布的計算結(jié)果。中子注量分布理論計算結(jié)果的準確性決定了輻照監(jiān)督管抽取計劃的合理性。

其次,關(guān)聯(lián)輻照監(jiān)督管力學(xué)試樣測試結(jié)果與RPV材料性能、中子注量測量結(jié)果分析等工作都依賴于中子注量分布的理論計算結(jié)果?？熘凶幼⒘渴穷A(yù)測RPV材料性能最為關(guān)鍵的基礎(chǔ)數(shù)據(jù),其準確性對于RPV材料輻照監(jiān)督至關(guān)重要。

如何獲得準確的中子注量分布數(shù)據(jù)將是核電業(yè)界需要重點關(guān)注的問題。

2 輻照監(jiān)督管及其局限性

中子注量分布通常采用中子輸運理論計算獲得。進行理論計算時將引入各種不確定性,包括幾何尺寸、功率燃耗分布、化學(xué)成分、核數(shù)據(jù)等等。因此,中子輸運理論計算結(jié)果必須用實測結(jié)果驗證其準確性。NRC RG1.190要求對理論計算方法和工具進行多方面驗證,包括采用堆內(nèi)輻照監(jiān)督管和堆外中子劑量計的實測結(jié)果驗證理論計算結(jié)果[9]。實際上,理論計算與實測結(jié)果各自有其不確定性,都無法獲得中子注量分布的真實值。然而,采用堆內(nèi)輻照監(jiān)督管檢驗中子注量分布理論計算結(jié)果存在更明顯的局限性,主要表現(xiàn)在如下幾個方面:

2.1 輻照監(jiān)督管監(jiān)測位置少

如果考慮堆芯對稱分布,會發(fā)現(xiàn)大部分輻照監(jiān)督管通常都安裝在比較單一的周向位置。如圖1所示,該機組6根輻照監(jiān)督管,考慮堆芯對稱分布,實際監(jiān)測只有56°和58.5°兩個周向位置[10]。

2.2 輻照監(jiān)督管不在中子注量率最高位置

如某電廠輻照監(jiān)督管位于周向17°和20°,其RPV內(nèi)表面和輻照監(jiān)督管中心等兩個徑向位置的快中子注量率沿周向的分布如圖2、圖3所示。可以看出,0°是快中子注量率最高位置。RPV內(nèi)表面0°和17°的快中子注量率分別相差達1.8倍、輻照監(jiān)督管試樣中心徑向位置0°和17°的快中子注量率相差達2.5倍。快中子注量率的徑向差異更大。如圖4所示,在周向0°位置,輻照監(jiān)督管試樣中心和RPV內(nèi)表面的快中子注量率相差6倍,而RPV內(nèi)外表面的差異達16倍?？紤]輻照監(jiān)督管所處位置與RPV中子注量峰值處的中子注量率的巨大差異,由輻照監(jiān)督管驗證中子注量理論計算結(jié)果的準確性存在明顯不足。

圖2 堆芯中平面RPV內(nèi)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

圖3 堆芯中平面輻照監(jiān)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

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

2.3 輻照監(jiān)督管無法驗證所在徑向位置以外的計算結(jié)果

輻照監(jiān)督管監(jiān)測位置在RPV以內(nèi),這就決定了無法對其徑向位置以外空間的中子注量分布理論計算結(jié)果做驗證,即不能有效驗證輻照監(jiān)督管以外的冷卻劑水層厚度及溫度、RPV堆焊層和基體金屬厚度及化學(xué)成分等因素帶來的影響。考慮到幾何建模采用數(shù)據(jù)與實際建造竣工數(shù)據(jù)的差異、冷卻劑水層和RPV材料對中子的強烈衰減作用,一旦建模采用尺寸、化學(xué)成分、水溫等數(shù)據(jù)出現(xiàn)偏差,將對理論計算結(jié)果產(chǎn)生嚴重影響。

2.4 輻照監(jiān)督管抽取時間間隔過長

輻照監(jiān)督管由于抽取時間間隔過長,整個壽期內(nèi)僅有4-6組中子監(jiān)測數(shù)據(jù)。而且,因為在堆內(nèi)時間過長、服役環(huán)境惡劣造成樣品損壞以致無法測量的情況時有發(fā)生。僅采用如此有限數(shù)量的數(shù)據(jù)驗證理論計算結(jié)果的有效性也是存在不足的。

2.5 輻照監(jiān)督管須在一定時間內(nèi)全部取出

當輻照監(jiān)督管承受的快中子注量達到一定限值后,要求全部取出,部分測試、部分保留備用。否則,過量的中子照射將使監(jiān)督監(jiān)督管數(shù)據(jù)失去利用價值[11]。監(jiān)督管全部取出后,如需要實施堆內(nèi)構(gòu)件設(shè)計變更改造、堆芯裝載方案變更等引起中子注量率及中子能譜變化的改造工作,則沒有有效手段監(jiān)測變更前后的中子注量變化,將給改造工作通過相關(guān)管理部門的審批帶來不確定因素,同時也會給機組安全運行帶來一定的風(fēng)險。

3 堆外中子劑量計優(yōu)勢及其應(yīng)用

由于準確的中子注量空間分布數(shù)據(jù)的重要性、輻照監(jiān)督管對中子注量空間分布驗證的局限性,需要更加有效的手段對中子注量理論計算結(jié)果的準確性進行補充驗證。NRC RG1.190中推薦的堆外中子劑量計是一種經(jīng)濟、有效的補充手段。表1列出了國外某機組應(yīng)用堆外中子劑量計的結(jié)論[12]?？梢钥闯?在對中子注量分布計算結(jié)果的驗證方面,堆外中子劑量計與堆內(nèi)輻照監(jiān)督管達到了相同水平。表2列出了在國內(nèi)某試驗堆上進行的試驗驗證結(jié)果。從表1、表2可以看出,該技術(shù)能有效的檢驗中子注量分布的理論計算結(jié)果。但在RPV中子注量測量的實際工程應(yīng)用中,堆外中子劑量計具有明顯優(yōu)勢。

3.1 堆外中子劑量計的優(yōu)勢

相比輻照監(jiān)督管,堆外中子劑量計在中子注量監(jiān)測方面有以下優(yōu)勢:

(1)安裝選擇靈活。因為安裝在RPV外部,結(jié)構(gòu)簡單,且硬件采用核電廠常見材料,不會對機組安全運行產(chǎn)生顯著影響。因此,堆外中子劑量計工程應(yīng)用相當靈活,可以按需要選擇安裝位置,只要保證工程上可實施即可。

(2)監(jiān)測范圍廣。一般選擇在一個八分圓內(nèi)感興趣的周向和軸向位置安裝中子劑量計。考慮堆芯燃料排布的對稱性,可實現(xiàn)包括最高中子注量位置在內(nèi)整個周向空間的監(jiān)測。

(3)可實現(xiàn)長期持續(xù)監(jiān)測。可根據(jù)需要在一個或多個循環(huán)的停堆大修期間實施中子劑量計更換和分析。通過更換新的中子劑量計,可實現(xiàn)對RPV中子注量的長期持續(xù)監(jiān)測。

(4)應(yīng)用成本較低。安裝和更換不會改變電廠運行的熱工水力狀態(tài),無需進行復(fù)雜的安全分析,且所用支撐硬件結(jié)構(gòu)簡單,因此堆外中子劑量計應(yīng)用成本較低。

3.2 堆外中子劑量計應(yīng)用情況

堆外中子劑量計在國外電廠已經(jīng)得到了廣泛應(yīng)用。據(jù)不完全統(tǒng)計,美國有17個電廠、26個機組應(yīng)用了該技術(shù),如表3所列。國際上,韓國、西班牙計劃在所有壓水堆機組上、俄羅斯計劃在所有VVER機組安裝堆外中子劑量計[13-15]。其它如瑞典、比利時等國,堆外中子劑量計都有應(yīng)用案例。

分析堆外中子劑量計在這些機組應(yīng)用的目的,主要集中在補充輻照監(jiān)督、延壽申請數(shù)據(jù)支撐;電廠功率提升、堆內(nèi)構(gòu)件設(shè)計變更、堆芯燃料裝載方案變更后的中子注量分布數(shù)據(jù)驗證;數(shù)據(jù)積累等方面。其它原因還包括輻照監(jiān)督管中子監(jiān)測元件測量遇到問題、測量結(jié)果和計算結(jié)果出現(xiàn)不可接受偏差等情況下的補充測量等。

堆外中子劑量計在2013年也實現(xiàn)了在國內(nèi)的首次應(yīng)用,主要用于機組延壽申請時的數(shù)據(jù)支持。隨著我國核電機組增多、機組運行時間增長,如升功率運行、堆內(nèi)構(gòu)件設(shè)計變更、堆芯燃料裝載方案變更、延壽申請等工作也會越來越多。堆外中子劑量計可為上述工作的實施提供有效的驗證和數(shù)據(jù)支撐。表4列出了堆外中子劑量計在國內(nèi)應(yīng)用的部分結(jié)論?？梢钥闯龈髦凶犹綔y片的測量值與理論計算值符合良好。

3.3 輻照監(jiān)督的要求和堆外中子劑量計的應(yīng)用

中子注量是獲得有效輻照監(jiān)督數(shù)據(jù)的基礎(chǔ),但準確評估RPV輻照脆化程度還需要輻照監(jiān)督管提供針對具體機組RPV材料的輻照脆化實測數(shù)據(jù)。

RG1.99第2版中采用經(jīng)驗公式計算參考溫度?？紤]到材料性能數(shù)據(jù)的隨機性,采用經(jīng)驗公式會帶來較大不確定度。因此該導(dǎo)則雖然允許使用經(jīng)驗公式進行預(yù)測,但也強調(diào)在有2組及以上有效輻照監(jiān)督數(shù)據(jù)后,應(yīng)采用監(jiān)督數(shù)據(jù)來評估RPV材料的輻照脆化程度。這是因為由輻照監(jiān)督管測試數(shù)據(jù)得到的RPV材料性能數(shù)據(jù)更能代表其真實性能。而采用真實測試數(shù)據(jù)可以有效降低機組運行參數(shù)的保守性,為后續(xù)機組升功率運行、延壽申請等工作打下基礎(chǔ)。

但是,如果考慮RPV材料輻照監(jiān)督的最終目標,那么滿足一定條件下,采用中子注量數(shù)據(jù)預(yù)測RPV材料輻照脆化程度是可以接受的。正是基于這種可行性,10CFR50附錄H中提出機組可采用綜合輻照監(jiān)督大綱完成RPV材料輻照監(jiān)督。采用綜合輻照監(jiān)督大綱的機組在其機組內(nèi)可不安裝輻照監(jiān)督管,但要求將可代表其RPV材料性能的試樣放在具有相似設(shè)計和運行特征的機組內(nèi)進行輻照。

綜合輻照監(jiān)督大綱解決了輻照監(jiān)督的兩個問題,一是利用相似機組建立了其RPV材料的輻照脆化規(guī)律,二是用中子劑量測量系統(tǒng)獲得了準確的中子注量數(shù)據(jù)。從這個角度出發(fā),如果已有適用的輻照脆化規(guī)律,則用堆外中子劑量計即可實現(xiàn)機組設(shè)計壽期內(nèi)和延壽期內(nèi)的RPV材料輻照監(jiān)督。

4 結(jié) 論

中子注量數(shù)據(jù)是輻照監(jiān)督的基礎(chǔ),但準確預(yù)測RPV材料性能,還需要有適合于該機組的RPV材料輻照脆化規(guī)律。輻照監(jiān)督管最重要的目的是建立針對該機組RPV材料的輻照脆化規(guī)律。同時為驗證中子注量理論計算結(jié)果提供實測數(shù)據(jù)。

但由于輻照監(jiān)督管本身安裝位置、抽取計劃等原因,其在中子注量驗證方面存在明顯不足。堆外中子劑量計因為可監(jiān)測范圍大、安裝更換和測試的時間安排靈活,是驗證中子注量理論計算結(jié)果的有效手段。在滿足一定條件下,可采用經(jīng)堆外中子劑量計驗證的中子注量數(shù)據(jù)評估RPV材料輻照脆化程度。隨著我國核電機組數(shù)量增多、服役時間增長,堆外中子劑量計在機組延壽運行、設(shè)計變更改造等方面有廣泛應(yīng)用前景。

表1 美國某機組應(yīng)用堆外中子劑量計的分析結(jié)果Table 1 Analysis results of Ex-vessel neutron dosimetry in USA

表2 堆外中子劑量計驗證試驗主要結(jié)果Table 2 Main results from Ex-vessel neutron dosimetry verification testing

表3 美國核電廠堆外中子劑量計應(yīng)用統(tǒng)計Table 3 NPPs in USA which applied Ex-vessel neutron dosimetry

表4 國內(nèi)EVND應(yīng)用結(jié)果Table 4 Measurement results in an domestic EVND project

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