评估核电站反应堆压力容器中子辐照损伤的方法和装置制造方法及图纸

本发明专利技术公开了一种评估反应堆压力容器中子辐照损伤的方法和装置，通过测得反应堆压力容器钢的初始电阻率和实时获取任意时间点的所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤后的电阻率来计算反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量；并根据所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量分析评估所述反应堆压力容器的辐照损伤度。该方法和装置经济、环保、安全、高效，能实时监控反应堆压力容器多个部位以及某些特定部位的辐照损伤程度。

Method and device for evaluating the neutron radiation damage of reactor pressure vessel in nuclear power plant

The invention discloses a method and device for evaluating the neutron irradiation damage of the reactor pressure vessel, the initial measured resistivity of reactor pressure vessel steel and real-time access to any point in time of the reactor pressure vessel steel neutron irradiated resistivity to calculate the reactor pressure vessel steel neutron irradiation damage fluence; and according to the the reactor pressure vessel steel neutron irradiation damage fluence analysis to evaluate the radiation damage degree of reactor pressure vessel. The method and device are economical, environmental friendly, safe and efficient, and can monitor the radiation damage degree of multiple parts of reactor pressure vessel and some specific parts in real time.

【技术实现步骤摘要】
评估核电站反应堆压力容器中子辐照损伤的方法和装置
本专利技术涉及核电站反应堆压力容器安全运行领域，尤其涉及一种用于评估核电站反应堆压力容器中子辐照损伤的方法和装置。
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。其长期服役于强辐照、高温、高压环境。其中，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)是其主要失效方式之一。为了确保反应堆压力容器运行的安全性，对其辐照损伤注量进行监测与评价是常用的方法之一。具体实施步骤如下：(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载裂变剂量探测器，通常包括U238和Np237两种裂变剂量探测元件，然后将探测元件分别封装到钛盒内，钛盒再装入氮化硼盒内，然后氮化硼盒再整体装入辐照监督管内。(2)根据辐照监督大纲制定的辐照监督管抽取计划，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，然后按照辐照防护要求包装后长途运输至定点的热室机构，切割解剖取出裂变剂量探测器，本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种评估核电站反应堆压力容器中子辐照损伤的方法，其特征在于，包括如下步骤：S1、建立基准：测得反应堆压力容器钢的初始电阻率ρ0；S2、实时监测：在核电站正常运行期间，实时获取任意时间点的所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤后的电阻率ρ；S3、分析计算：基于实时监测所得的所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤后的电阻率ρ计算所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量；S4、安全评估：依据所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量分析评估所述反应堆压力容器的辐照损伤度。

【技术特征摘要】
1.一种评估核电站反应堆压力容器中子辐照损伤的方法，其特征在于，包括如下步骤：S1、建立基准：测得反应堆压力容器钢的初始电阻率ρ0；S2、实时监测：在核电站正常运行期间，实时获取任意时间点的所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤后的电阻率ρ；S3、分析计算：基于实时监测所得的所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤后的电阻率ρ计算所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量；S4、安全评估：依据所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量分析评估所述反应堆压力容器的辐照损伤度。2.如权利要求1所述的方法，其特征在于，步骤S1中，所述初始电阻率ρ0的测得过程为：在反应堆压力容器安装到位之后，并在核电站首次装料运行之前，测得所述反应堆压力容器钢的初始电阻率ρ0。3.如权利要求1所述的方法，其特征在于，步骤S3中，基于公式(1)计算所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量，所述公式(1)为：Φ＝(a*ρ+b)1/2+c(1)；其中，所述Φ为反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量；a、b、c均为比例系数。4.如权利要求3所述的方法，其特征在于，对于特定的核电站与反应堆压力容器，所述a、b以及c可通过传统的辐照监督测试数据加以确定或者修正。5.如权利要求4所述的方法，其特征在于，步骤S4中的安全评估过程为：将所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量Φ作为分析输入参数，根据所述分析输入参数对所述反应堆压力容器的辐照损伤度进行安全评估。6.如权利要求5所述的方法，其特征在于，所述根据所述分析输入参数对所述反应堆压力容器的辐照损伤度进行安全评估的步骤包括：设置预设条件，当所述分析输入参数的数值满足所述预设条件时，发出预警。7.一种评估核电站反应堆压力容器中子辐照损伤的装置，其特征在于，其包括：检测单元以及评估单元；所述检测单元一端连接反应堆压力容器，用于检测反应堆压力容器钢的电阻率...

【专利技术属性】
技术研发人员：束国刚，李承亮，许洪朋，陈骏，段远刚，刘飞华，冉小兵，邓小云，
申请(专利权)人：深圳中广核工程设计有限公司，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