核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法技术

本发明专利技术公开了一种核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法，其包括以下步骤：1)实时监测反应堆压力容器钢同一监测部位的剩余磁化强度MR，根据实时剩余磁化强度MR相对于未辐照初始状态的剩余磁化强度(MR)初始的剩余磁化强度变化率ΔMR，计算反应堆压力容器钢辐照损伤过程中的实时RTNDT、实时USE、实时Rm和实时Rp0.2；2)基于实时RTNDT、实时USE、实时Rm和实时Rp0.2，对反应堆压力容器钢辐照损伤程度进行分析评估。相对于现有技术，本发明专利技术经济、环保、安全、高效，不仅可实时监测，而且数据精确，测试操作的安全性好，可同时监控反应堆压力容器多个位置的辐照损伤程度。

【技术实现步骤摘要】
核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法
本专利技术属于核电
，更具体地说，本专利技术涉及一种核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法。
技术介绍
反应堆压力容器是核电站核岛内最为关键的大型设备之一，主要功能是包容和支承堆芯核燃料组件、控制组件、堆内构件和反应堆冷却剂的钢制承压容器。它长期服役于强辐照、高温、高压环境，其中中子辐照损伤是其主要失效方式之一，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，材料硬化。为了确保反应堆压力容器运行的安全性，目前主要通过采用传统的辐照监督方法对其辐照损伤程度进行监控与评价，其具体实施方法如下：(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4到6根辐照监督管，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辐照监督管，安装辐照防护要求包装后长途运输至定点的热室机构，解剖取出拉伸、冲击等试样开展力学性能测试，获得辐照监督试样的钢辐照后的强度与韧性力学性能数据；(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，进而开展反应本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法，其特征在于，包括以下步骤：1)实时监测核电站正常运行期间的反应堆压力容器钢同一监测部位的剩余磁化强度MR，根据实时剩余磁化强度MR相对于未辐照初始状态的剩余磁化强度(MR)初始的剩余磁化强度变化率ΔMR，计算反应堆压力容器钢辐照损伤过程中的实时无延性转变温度RTNDT、实时上平台能量USE、实时抗拉强度Rm和实时屈服强度Rp0.2；2)基于获得的实时无延性转变温度RTNDT、实时上平台能量USE、实时抗拉强度Rm和实时屈服强度Rp0.2，对反应堆压力容器钢辐照损伤程度进行分析评估。

【技术特征摘要】
1.一种核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法，其特征在于，包括以下步骤：1)实时监测核电站正常运行期间的反应堆压力容器钢同一监测部位的剩余磁化强度MR，根据实时剩余磁化强度MR相对于未辐照初始状态的剩余磁化强度(MR)初始的剩余磁化强度变化率ΔMR，计算反应堆压力容器钢辐照损伤过程中的实时无延性转变温度RTNDT、实时上平台能量USE、实时抗拉强度Rm和实时屈服强度Rp0.2；2)基于获得的实时无延性转变温度RTNDT、实时上平台能量USE、实时抗拉强度Rm和实时屈服强度Rp0.2，对反应堆压力容器钢辐照损伤程度进行分析评估。2.根据权利要求1所述核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法，其特征在于，所述剩余磁化强度变化率ΔMR可根据公式(1)计算得出：ΔMR＝[MR-(MR)初始]/(MR)初始(1)。3.根据权利要求2所述核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法，其特征在于，所述剩余磁化强度变化率ΔMR与实时无延性转变温度RTNDT的变化率ΔRTNDT、实时上平台能量USE的变化率ΔUSE、实时抗拉强度Rm的变化率ΔRm和实时屈服强度Rp0.2的变化率ΔRp0.2具有函数关系，表现为公式(2)至(5)：ΔRTNDT＝λ1·ΔMR(2)ΔUSE＝λ2·ΔMR(3)ΔRm＝λ3·ΔMR(4)ΔRp0.2＝λ4·ΔMR(5)其中，λ1的取值范围为0.42-0.86，λ2的取值范围为0.65-1.35，λ3的取值范围为0.51-1.39，λ4的取值范围为0.51-1.39。4.根据权利要求3所述核电站反应堆压力容器钢辐照损伤无损评估方法，其特征在于，所述λ1、λ2、λ3和λ4的取值范围受反应堆压力容器钢材料的化学元素成分、材料的加工工艺、材料的缺陷分布类型、辐...

【专利技术属性】
技术研发人员：束国刚，李承亮，陈骏，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