The invention discloses a method for monitoring the nuclear reactor pressure vessel neutron irradiation damage fluence, which comprises the following steps: magnetic property parameters of reactor pressure vessel steel S1, real-time monitoring of nuclear power plant during normal operation of a monitoring site, magnetic parameters for arbitrary magnetic susceptibility, remanent magnetization and coercivity of MR HC in a S2, based on magnetic; real-time measurement of parameters can calculate the neutron irradiation damage fluence with reactor pressure vessel. For the existing technology, the method of monitoring nuclear reactor pressure vessel neutron irradiation damage fluence during real-time and continuous testing of nuclear power plant operation of magnetic reactor pressure vessel steel can obtain parameters, real-time calculation of neutron fluence radiation damage data of reactor pressure vessel steel, neutron irradiation damage fluence and monitoring of reactor pressure vessel multiple locations.
【技术实现步骤摘要】
监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法
本专利技术属于核电领域,更具体地说,本专利技术涉及一种监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法。
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(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,然后在热室内对其成分的变化等开展分析化验,进而计算获得裂变剂量探测器所接受的中子辐照损伤注量。(3)根据辐照监督管的超前因子,换算得到反应堆压力容器本体的中子辐照损伤注量,进而对反应堆压力容器的运行开展后续安全评价工作。现有方法的缺点归纳如下:1)裂变剂量探测器(U238和Np237)属于放射源,其生产、运输、销售等均需要专业资质,采购成本非常高,后续运输、按照等也极其麻烦;2)不能直接获得 ...
【技术保护点】
一种监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法,其特征在于,包括以下步骤:S1、实时监测核电站正常运行期间的反应堆压力容器钢某一监测部位的磁性能参数,所述磁性能参数为磁化率χ、剩余磁化强度MR和矫顽力HC中的任意一种;S2、基于实时测得的磁性能参数计算出反应堆压力容器的中子辐照损伤注量Φ。
【技术特征摘要】
1.一种监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法,其特征在于,包括以下步骤:S1、实时监测核电站正常运行期间的反应堆压力容器钢某一监测部位的磁性能参数,所述磁性能参数为磁化率χ、剩余磁化强度MR和矫顽力HC中的任意一种;S2、基于实时测得的磁性能参数计算出反应堆压力容器的中子辐照损伤注量Φ。2.根据权利要求1所述的监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法,其特征在于,所述中子辐照损伤注量Φ作为分析输入参数,用于对反应堆压力容器辐照损伤过程中其结构完整性进行安全评估或寿命预测。3.根据权利要求1所述的监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法,其特征在于,所述磁性能参数为磁化率χ时,基于实时测得的磁化率χ计算中子辐照损伤注量Φ,表现为公式(1):Φ=c1·㏑(b1-a1·χ)(1)其中,a1的取值范围为0.75-1.38,b1的取值范围为8.78-16.75,c1的取值范围为0.042-0.17。4.根据权利要求3所述的监测核电站反应堆压力容器中子辐照损伤注量的方法,其特征在于,所述a1、b1和c1取值的影响因素包括反应堆压力容器钢初始状态的微观组织特征和核电站运行期间反应堆中子辐照场能谱。5.根据权利要求1所述的监测核...
【专利技术属性】
技术研发人员:束国刚,李承亮,陈骏,黄弋力,许洪朋,冉小兵,段远刚,刘飞华,
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
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