核电厂堆压力容器辐照监督试验分析

核电厂堆压力容器辐照监督试验分析摘要：反应堆压力容器包容裂变反应，是一回路压力边界的关键设备。机组运行期间反应堆压力容器承受高温、高压及强中子辐照作用，并因此产生辐照脆化。通过介绍辐照效应原理及辐照监

核电厂堆压力容器辐照监督试验分析 摘要 ：反应堆压力容器包容裂变反应，是一回路压力边界的关键设备。机组运行期间反应堆压 力容器承受高温、高压及强中子辐照作用，并因此产生辐照脆化。通过介绍辐照效应原理 及辐照监督试验，测定压力容器环带区域母材因辐照及高温引起的韧脆转变温度变化，对 压力容器安全性能进行评估，并系统阐述了辐照监督试验结果在修正Ｐ－Ｔ极限曲线上 的应用。 关键词 ：反应堆压力容器；辐照监督；韧脆转变温度 １概述 反应堆压力容器（ＲＰＶ）是一回路中最关键的设备，直接包容裂变反应。作为核电厂中 唯一不可更换的设备，其寿命即为核电厂的寿命［１］。ＲＰＶ在运行期间承受高温、高 压及强烈的中子辐照，因此产生塑／韧性下降、强度上升、韧脆转变温度升高等辐照脆化 效应［２］。通常会在ＲＰＶ内壁或堆芯热屏上设置若干根辐照监督管，根据辐照监督 大纲定期抽取监督管对其内部的辐照试样进行性能测定，获取监督试样的力学性能及脆化 程度，并进行合理外推计算，以实现对ＲＰＶ母材及焊缝材料在寿期内性能的变化情况 进行监督，确保ＲＰＶ有足够的安全裕度。根据ＡＳＴＭＥ－１８５规定，辐照监督管 应放在热屏蔽（或中子靶）与容器之间的堆芯中平面附近高度上，但也有电站直接挂在容 器内壁上的。以某电厂１号机组为例，辐照监督管位于压力容器堆芯吊篮外壁中子屏蔽 垫外侧的导向架内，因此辐照监督管超前因子会因较大的水隙而偏大［３］，如图１所 示 . ２辐照监督试验内容 ２．１辐照损伤机理介绍 在快中子冲击作用下，ＲＰＶ会在材料内部形成间隙原子和空位两种点缺陷，同时离位的 间隙原子带有很高的能量，又可作为入射粒子去碰撞其他晶格中的原子，产生级联效应 ［４］。大量的间隙原子相互聚集，形成数目众多的位错环［４－５］，会引起材料力学 性能下降。同时，ＲＰＶ材料中的Ｃｕ会引起材料脆化及硬化；辐照温度效应还会导致 晶界处Ｐ元素偏析，增大材料发生沿晶脆断的倾向，最终在宏观性能上表征为辐照脆性 的产生［６］。 ２．２力学性能试验 依据辐照监督大纲，在ＲＰＶ不同方位设置辐照监督管，并根据辐照监督管设计图册在 管内设置中子剂量探测器、温度探测器及力学性能试样。力学性能试样主要包括一定数量