核电站反应堆压力容器辐照监督试验用的试样组件和方法技术

本发明专利技术公开了一种核电站反应堆压力容器辐照监督试验用的试样组件和方法，装置包括用于获取辐照后材料抗拉强度、屈服强度、延伸率和断面收缩率的拉伸试样；用于获取辐照后材料冲击韧性的冲击试样；用于获取辐照后材料断裂韧性的紧凑拉伸试样；并且所述紧凑拉伸试样具有在第一侧面和第二侧面从上到下依次形成的缺口部、圆形部以及侧槽；且所述截面呈等腰梯形的缺口部、圆形部以及底部呈V型的缺口部共同形成引伸计的安放空间；所述方法包括试样制备、试样装载、试样测试以及结果评估。本发明专利技术取消了弯曲试样的布置，并优化了其他试样的数量比例；同时对紧凑拉伸试样的形状做了优化改进，减少了其在开展断裂韧性测试时存在的试验失败风险。

Specimen assemblies and methods for radiation monitoring tests of reactor pressure vessels in nuclear power plants

The invention discloses a nuclear reactor pressure vessel test specimen irradiation monitoring module and method, device for obtaining after irradiation including tensile strength, yield strength, tensile elongation rate and contraction rate; for after irradiation of the impact toughness impact specimen for compact tension specimen; fracture toughness obtained after irradiation; and the compact tension specimen with notch, in the first and second sides in order to form a circular section and side groove; and the cross section is isosceles trapezoid notch, and at the bottom of a circular notch type V formed the extensometer and installation space of the method; including sample preparation, sample loading, sample testing and evaluation of results. The invention eliminates the bending arrangement and optimization of the ratio of the number of other samples; and do optimization on compact tension specimen shape is improved, the test of its presence in the development of fracture toughness test is to reduce the risk of failure.

【技术实现步骤摘要】
核电站反应堆压力容器辐照监督试验用的试样组件和方法
本专利技术涉及核电站反应堆压力容器安全运行领域，尤其涉及一种核电站反应堆压力容器辐照监督试验用的试样组件以及试验方法。
技术介绍
核电站反应堆压力容器是用于安置核反应堆并承受其巨大运行压力的密闭容器，其中包容和支承有堆芯核燃料组件、控制组件、堆内构件和反应堆冷却剂。其由于长期服役于强辐照、高温、高压环境，易发生中子辐照损伤，具体表现为反应堆压力容器钢辐照脆化过程中强度升高、韧性下降，进一步导致反应堆压力容器作用失效。为了确保反应堆压力容器运行的安全性，目前现有技术中主要通过辐照监督的方法来对反应堆压力容器钢的辐照损伤程度进行监控与评价。具体实施方法如下：(1)在核电站首次装料运行之前，在反应堆压力容器内部安装一定数量的辐照监督管，每根辐照监督管内装有一定数量的拉伸、冲击等力学性能试样；(2)根据辐照监督大纲，利用核电站换料检修的机会，定期从反应堆压力容器中抽取出上述辐照监督管，解剖取出拉伸、冲击等力学性能试样开展力学性能测试，获得辐照监督试样的力学性能数据；(3)根据上述力学性能数据分析反应堆压力容器钢的辐照损伤程度，进而开展反应堆压力容器的结构完整性评价。现有技术的反应堆压力容器辐照监督设计中，在辐照监督管中按照预定的数量比例来设置拉伸试样、冲击试样、紧凑拉伸试样以及弯曲试样，如：拉伸试样5个、冲击试样15个、紧凑拉伸试样6个以及弯曲试样1个。而上述现有技术具有如下缺陷：1、弯曲试样因尺寸较大，占用了辐照监督管内宝贵的有限装载空间(弯曲试样的尺寸远大于紧凑拉伸试样，一个弯曲试样的体积(或占用辐照监督管内的空间)大约相当于13个紧凑拉伸试样体积)；2、现有的紧凑拉伸试样的设计方案不能完全满足断裂韧性的测试要求，存在一定的风险；3、冲击试样与拉伸试样的数量比例设置还有较大的优化空间。由此可见，上述现有技术中的辐照监督试样的设置方式以及紧凑拉伸试样的设计方案均已不能满足辐照监督的要求，因此有必要提供一种新型的用于核电站反应堆压力容器辐照监督试验的试样组件以及试验方法，使其在满足法规标准要求的前提下，对各种试样的数量比例进行优化，以期获取更多的、有效的辐照监督试样力学性能数据，并且对现有的紧凑拉伸试样形状进行改进，使其能更好的满足试验要求，减少其在开展断裂韧性测试时存在的风险。
技术实现思路
针对上述现有技术中问题，本专利技术提供了一种新型的核电站反应堆压力容器辐照监督试验用的试样组件和方法，以此来对各种试样的数量比例进行优化，以期获取更多的、有效的辐照监督试样力学性能数据，并且对现有的紧凑拉伸试样形状进行改进，使其能更好的满足试验要求，减少其在开展断裂韧性测试时存在的风险。本专利技术就上述技术问题而提出的技术方案如下：一方面，提供了一种试样组件，用于核电站反应堆压力容器辐照监督试验，包括：多个拉伸试样，用于获取反应堆压力容器辐照后材料的抗拉强度、屈服强度、延伸率和断面收缩率；多个冲击试样，用于获取所述反应堆压力容器辐照后材料的冲击韧性；以及多个紧凑拉伸试样，用于获取所述反应堆压力容器辐照后材料的断裂韧性。优选的，所述紧凑拉伸试样包括：试样主体，所述试样主体包括相同的第一主体部和第二主体部；所述第一主体部的上部与第二主体部的上部分别具有沿中心轴线对称设置的第一侧面和第二侧面，并形成有一用于引导和容纳引伸计的安放空间；在所述安放空间的两侧还分设有沿中心轴线对称设置的，用于与载荷施加单元固定连接的贯穿孔。优选的，所述紧凑拉伸试样的第一侧面上依次形成有第一斜面、与第一斜面相邻的第一弧面以及第一弧面相连的第一弯折面；所述第二侧面上依次形成有第二斜面、与第二斜面相邻的第二弧面以及第二弧面相连的第二弯折面；所述第一斜面与第二斜面、第一弧面与第二弧面、以及第一弯折面与第二弯折面均沿中心轴线对称设置；所述第一侧面和第二侧面从上到下依次形成截面呈等腰梯形的缺口部、圆形部以及底部呈V型的条形缺口部；且所述截面呈等腰梯形的缺口部、圆形部以及底部呈V型的条形缺口部共同形成所述安放空间。优选的，所述试样主体的前侧面以及后侧面均形成有侧槽，所述侧槽一端与所述底部呈V型的条形缺口部连接，另一端延伸至所述试样主体前侧面以及后侧面的最下端。优选的，所述载荷施加单元为MTS试验机。优选的，所述拉伸试样、冲击试样或紧凑拉伸试样由反应堆压力容器堆芯段母材金属、焊缝金属以及热影响区材料中的一种或几种制得。优选的，所述拉伸试样、冲击试样或紧凑拉伸试样的数量分别为3-5个、15-18个以及6-10个，且所述拉伸试样、冲击试样和紧凑拉伸试样中的一种或几种安装于所述反应堆压力容器的辐照监督管内。优选的，所述拉伸试样规格为110×20×10mm；所述冲击试样规格为55×10×10mm；所述紧凑拉伸试样规格为31.8×30×12.7mm。另一方面，还提供一种核电站反应堆压力容器辐照监督试验方法，包括如下步骤：S1、试样制备：选取反应堆压力容器堆芯段母材金属、焊缝金属以及热影响区材料中的一种或几种，并将其加工成辐照监督用试样；S2、试样安装：在所述反应堆压力容器内设置多个辐照监督管，将所述辐照监督试样组件安装于每一所述辐照监督管内；S3、试样测试：根据辐照监督大纲，定期从所述反应堆压力容器中抽取出辐照监督管，然后解剖取出所述辐照监督管内的辐照监督试样组件，开展力学性能测试，获得所述辐照监督试样组件的力学性能数据；S4、结果评价：根据上述力学性能数据结果分析反应堆压力容器钢的辐照损伤程度，并对所述反应堆压力容器的结构完整性进行评价。优选的，步骤S1中，所述试样组件包括：多个拉伸试样，用于获取辐照后材料的抗拉强度、屈服强度、延伸率和断面收缩率；多个冲击试样，用于获取辐照后材料的冲击韧性；以及多个紧凑拉伸试样，用于获取辐照后材料的断裂韧性。优选的，步骤S2中，所述拉伸试样、冲击试样和紧凑拉伸试样中的一种或几种安装于每一所述辐照监督管内。优选的，所述紧凑拉伸试样包括：试样主体，所述试样主体包括相同的第一主体部和第二主体部；所述第一主体部的上部与第二主体部的上部分别具有沿中心轴线对称设置的第一侧面和第二侧面，并形成有一用于引导和容纳引伸计的安放空间；在所述安放空间的两侧还分设有沿中心轴线对称设置的，用于与载荷施加单元固定连接的贯穿孔。优选的，所述紧凑拉伸试样的第一侧面上依次形成有第一斜面、与第一斜面相邻的第一弧面以及第一弧面相连的第一弯折面；所述第二侧面上依次形成有第二斜面、与第二斜面相邻的第二弧面以及第二弧面相连的第二弯折面；所述第一斜面与第二斜面、第一弧面与第二弧面、以及第一弯折面与第二弯折面均沿中心轴线对称设置；所述第一侧面和第二侧面从上到下依次形成截面呈等腰梯形的缺口部、圆形部以及底部呈V型的条形缺口部；且所述截面呈等腰梯形的缺口部、圆形部以及底部呈V型的条形缺口部共同形成所述安放空间。优选的，所述试样主体的前侧面以及后侧面均形成有侧槽，所述侧槽一端与所述底部呈V型的条形缺口部连接，另一端延伸至所述试样主体前侧面以及后侧面的最下端。优选的，所述载荷施加单元为MTS试验机。优选的，所述拉伸试样、冲击试样或紧凑拉伸试样的数量分别为3-5个、15-18个以及6-10个。优选的，所述拉伸试样规格为110×20×10mm；所本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种试样组件，用于核电站反应堆压力容器辐照监督试验，其特征在于，包括：多个拉伸试样，用于获取反应堆压力容器辐照后材料的抗拉强度、屈服强度、延伸率和断面收缩率；多个冲击试样，用于获取所述反应堆压力容器辐照后材料的冲击韧性；以及多个紧凑拉伸试样，用于获取所述反应堆压力容器辐照后材料的断裂韧性。

【技术特征摘要】
1.一种试样组件，用于核电站反应堆压力容器辐照监督试验，其特征在于，包括：多个拉伸试样，用于获取反应堆压力容器辐照后材料的抗拉强度、屈服强度、延伸率和断面收缩率；多个冲击试样，用于获取所述反应堆压力容器辐照后材料的冲击韧性；以及多个紧凑拉伸试样，用于获取所述反应堆压力容器辐照后材料的断裂韧性。2.如权利要求1所述的组件，其特征在于，所述紧凑拉伸试样包括：试样主体，所述试样主体包括相同的第一主体部和第二主体部；所述第一主体部的上部与第二主体部的上部分别具有沿中心轴线对称设置的第一侧面和第二侧面，并形成有一用于引导和容纳引伸计的安放空间；在所述安放空间的两侧还分设有沿中心轴线对称设置的，用于与载荷施加单元固定连接的贯穿孔。3.如权利要求2所述的组件，其特征在于，所述紧凑拉伸试样的第一侧面上依次形成有第一斜面、与第一斜面相邻的第一弧面以及第一弧面相连的第一弯折面；所述第二侧面上依次形成有第二斜面、与第二斜面相邻的第二弧面以及第二弧面相连的第二弯折面；所述第一斜面与第二斜面、第一弧面与第二弧面、以及第一弯折面与第二弯折面均沿中心轴线对称设置；所述第一侧面和第二侧面从上到下依次形成截面呈等腰梯形的缺口部、圆形部以及底部呈V型的条形缺口部；且所述截面呈等腰梯形的缺口部、圆形部以及底部呈V型的条形缺口部共同形成所述安放空间。4.如权利要求3所述的组件，其特征在于，所述试样主体的前侧面以及后侧面均形成有侧槽，所述侧槽一端与所述底部呈V型的条形缺口部连接，另一端延伸至所述试样主体前侧面以及后侧面的最下端。5.如权利要求1所述的组件，其特征在于，所述载荷施加单元为MTS试验机。6.如权利要求1所述的组件，其特征在于，所述拉伸试样、冲击试样或紧凑拉伸试样由反应堆压力容器堆芯段母材金属、焊缝金属以及热影响区材料中的一种或几种制得。7.如权利要求1所述的组件，其特征在于，所述拉伸试样、冲击试样或紧凑拉伸试样的数量分别为3-5个、15-18个以及6-10个，且所述拉伸试样、冲击试样和紧凑拉伸试样中的一种或几种安装于所述反应堆压力容器的辐照监督管内。8.如权利要求1所述的组件，其特征在于，所述拉伸试样规格为110×20×10mm；所述冲击试样规格为55×10×10mm；所述紧凑拉伸试样规格为31.8×30×12.7mm。9.一种核电站反应堆压力容器辐照监督试验方法，其特征在于，包括如下步骤：S1、试样制备：选取反应堆压力容器堆芯段母材金属、焊缝金属以及热影响区材料中的一种或几种，并将其加工成辐照监督用试样；S2、试样安装：在所述反应堆压力容器内设置...

【专利技术属性】
技术研发人员：束国刚，李承亮，许洪朋，陈骏，杨景超，周万云，冉小兵，段远刚，刘飞华，
申请(专利权)人：中广核工程有限公司，中国广核集团有限公司，
类型：发明
国别省市：广东,44