反应堆压力容器长寿期辐照监督方法
反应堆压力容器长寿期辐照监督方法
【技术领域】
[0001] 本发明属于核电站在役期间对反应堆压力容器堆芯区材料辐照脆化性能的在役 监督措施，具体涉及到反应堆压力容器长寿期内辐照监督计划的制订和实施。
【背景技术】
[0002] 反应堆压力容器作为构成核电站反应堆冷却剂压力边界的关键设备，包容整个堆 芯，同时承受高温、高压和强中子辐照的联合作用，堆芯区材料的辐照效应使得材料强度逐 渐升高、塑韧性逐渐降低，产生辐照脆化。因此，各国的核安全法规和标准都明确规定，在核 电厂的整个寿期内必须为反应堆压力容器制订合理的辐照监督措施，通常的作法是在反应 堆压力容器内设置一定数量的辐照监督管，并按计划在不同年限时取出进行解剖试验，以 此监督反应堆压力容器堆芯活化区材料的性能变化，确保压力容器寿期内的安全运行。
[0003] 目前新建核电厂设计寿命一般为60年或考虑延寿至60年，反应堆压力容器设置 8根辐照监督管（U管、V管、Z管、Y管、S管、T管、W管、X管)，其中6根辐照监督管（U管、V 管、Z管、Y管、S管、T管）分别用于监督反应堆压力容器正常运行情况下60年寿期内的材 料辐照脆化情况，其余2根辐照监督管（W管、X管）用于反应堆压力容器服役中期需要进行 退火处理以恢复材料性能的情况。在通常的辐照监督计划中均采取首循环装入6根辐照监 督管，留2根备用的作法，这种辐照监督计划一是会造成反应堆压力容器在服役后期近30 多年内没有辐照监督管随堆运行进行监督的风险，二是一旦反应堆压力容器在服役中期需 要进行退火处理，则用于监督第50年和第60年寿命的两根辐照监督管（S管和T管）的辐 照数据将会失效，而W管和X管已用于退火处理，此时将无多余的辐照监督管用于监督压力 容器退火后继续运行的材料性能变化。
【发明内容】
[0004] 本发明的目的是提供一种更为合理的反应堆压力容器长寿期辐照监督方法，能够 更好的监督反应堆压力容器在60年寿期(包括延寿至60年的情况）内的材料辐照脆化情 况，可应用于新建的长寿期核电厂及计划延寿至60年的在役核电厂的反应堆压力容器辐 照监督计划的制订和实施。
[0005] 本发明的实现方案如下：反应堆压力容器长寿期辐照监督方法，反应堆压力容器 共设置八根辐照监督管，其编号分别为U、V、Z、Y、S、T、W和X，各管累积辐照时间代表反应 堆压力容器内表面实际辐照时间如下： U管：代表反应堆压力容器内表面第10年的实际辐照时间； V管：代表反应堆压力容器内表面第20年的实际辐照时间； Z管：代表反应堆压力容器内表面第30年的实际辐照时间； Y管：代表反应堆压力容器内表面第40年的实际辐照时间； S管：代表反应堆压力容器内表面第50年的实际辐照时间； T管：代表反应堆压力容器内表面第60年的实际辐照时间； W管和X管：用于反应堆压力容器寿期内进行退火处理的情况。
[0006] 辐照监督管是内置有力学性能试样、中子剂量探测器、温度探测器的装置，辐照监 督力学性能试样来源于母材金属、焊缝金属和焊缝热影响区的金属，试样材质与压力容器 筒体相同，为 SA508MGrade3 Classl。
[0007] 监督方法包括以下步骤： 步骤1 : 在核电厂首循环时只插入U管、V管、Z管和Y管，U管、V管、Z管和Y管用于监督反应 堆压力容器前40年寿期内堆芯活化区材料辐照脆化情况； 步骤2 :根据U、V、Z三根辐照监督管抽取后的辐照数据、反应堆压力容器的超前因子判 断是否需要进行退火处理，根据反应堆压力容器的超前因子及是否需要进行退火处理的情 况， 若需要进行退火处理时，在核电厂运行中期插入S管、T管、W管和X管， S管和T管用于监督反应堆压力容器第50年和第60年的材料辐照脆化情况， W管和X管用于反应堆压力容器需要作退火处理时验证堆芯活化区材料退火后性能恢 复情况及经短期辐照后性能下降情况； 若不需要进行退火处理时，在核电厂运行中期依次先后插入S管、T管； 需要进行退火处理时：S管和T管的插入时机需要与W管和X管配合确定。
[0008] W管、X管、S管、T管将在退火处理前插入反应堆随反应堆压力容器一起经历退火 处理。
[0009] U管、V管、Z管和Y管按照时间的先后依次进行抽取， 反应堆压力容器若需进行退火处理， Y管将提前抽取用于监督反应堆压力容器退火处理前的堆芯活化区材料性能， Y管抽取后，先插入S管，在S管插入后，在反应堆压力容器退火处理前插入W管、X管、 T管，反应堆压力容器退火处理后，按照时间先后依次抽取W管、X管、S管、T管。
[0010] W管用于监督退火处理后堆芯火化区材料性能恢复的情况， X管用于监督退火处理加短期辐照后堆芯活化区材料性能下降速度， S管和T管用于监督反应堆压力容器退火处理后继续运行至50年和60年寿命的堆芯 活化区材料性能变化情况。
[0011] 辐照监督管抽取时间根据压力容器内表面峰值快中子注量计算值、相应的转变温 度增量计算值和辐照监督管的数量安排。按规定，第一个辐照监督管安排在早期，快中子注 量达到5X10 lscm 2时抽取，以验证监督试验材料对真实辐照环境的影响以及与计算值的符 合程度。通常超前因子高的辐照监督管先抽取。
[0012] 本发明提供的反应堆压力容器长寿期辐照监督计划既可以明显缩短反应堆压力 容器寿命后期无辐照监督管随堆运行的年限，提高反应堆压力容器寿命后期的运行安全 性，又可以在需要进行退火处理的情况下合理利用W、X、S、T四根辐照监督管来监督反应堆 压力容器退火处理的效果及退火后继续运行至寿期末的材料性能变化情况，使得60年长 寿期内的整个辐照监督计划更为合理可行。
【具体实施方式】
[0013] 实施例一 反应堆压力容器长寿期辐照监督方法，反应堆压力容器共设置八根辐照监督管，其编 号分别为1]、￥、2、￥、5、1\1和乂，各管累积辐照时间代表反应堆压力容器内表面实际辐照时 间如下： U管：代表反应堆压力容器内表面第10年的实际辐照时间； V管：代表反应堆压力容器内表面第20年的实际辐照时间； Z管：代表反应堆压力容器内表面第30年的实际辐照时间； Y管：代表反应堆压力容器内表面第40年的实际辐照时间； S管：代表反应堆压力容器内表面第50年的实际辐照时间； T管：代表反应堆压力容器内表面第60年的实际辐照时间； W和X管：用于反应堆压力容器寿期内进行退火处理的情况。
[0014] 监督方法包括以下步骤： 步骤1 : 在核电厂首循环时只插入U管、V管、Z管和Y管，U管、V管、Z管和Y管用于监督反应 堆压力容器前40年寿期内堆芯活化区材料辐照脆化情况； 步骤2 :根据U、V、Z三根辐照监督管抽取后的辐照数据、反应堆压力容器的超前因子判 断是否需要进行退火处理，根据反应堆压力容器的超前因子及是否需要进行退火处理的情 况， 若需要进行退火处理时，在核电厂运行中期插入S管、T管、W管和X管， S管和T管用于监督反应堆压力容器第50年和第60年的材料辐照脆化情况， W管和X管用于反应堆压力容器需要作退火处理时验证堆芯活化区材料退火后性能恢 复情况及经短期辐照后性能下降情况； 需要进行退火处理时：S管和T管的插入时机需要与W管和X管配合确定。W管、X管、 S管、T管将在退火处理前插入反应堆随反应堆压力容器一起经历退火处理。U管、V管、Z 管和Y管按照时间的先后依次进行抽取，反应堆压力容器若需进行退火处理，Y管将提前抽 取用于监督反应堆压力容器退火处理前的堆芯活化区材料性能，Y管抽取后，先插入S管， 在S管插入后，在反应堆压力容器退火处理前插入W管、X管、T管，反应堆压力容器退火处 理后，按照时间先后依次抽取W管、X管、S管、T管。W管用于监督退火处理后堆芯火化区 材料性能恢复的情况，X管用于监督退火处理加短期辐照后堆芯活化区材料性能下降速度， S管和T管用于监督反应堆压力容器退火处理后继续运行至50年和60年寿命的堆芯活化 区材料性能变化情况。
[001 5] 若不需要进行退火处理时，在核电厂运行中期依次先后插入S管、T管； 为了表明本发明的上述方法可以起到很好的监督作用，本发明以现有技术的方法和本 发明做出如下对比。
[0016] 对比例1 实施技术如下： 由于，核电厂堆型不同，超前因子也会不同，辐照监督计划也会略有区别，以M310堆型 为例，U、V、Z、Y、S、T、W和X八根辐照监督管在反应堆压力容器内的超前因子： 一Z 管、S 管、T 管、W 管、X 管：2.46 ; 一U 管、V 管、Y 管：2. 79。
[0017] 表1为目前国内新建M310核电厂普遍采用的反应压力容器辐照监督计划。本发 明提供的一种新的反应堆压力容器长寿期辐照监督计划具体实施如表2所示。
[0018] 表1目前国内M310核电厂采用的反应压力容器辐照监督计划：
〇
[0019] 表1发明的监督计划表，包括8根辐照监督管（U管、V管、Z管、Y管、S管、T管、W 管、X管)，其中6根辐照监督管（U管、V管、Z管、Y管、S管、T管）分别用于监督反应堆压 力容器正常运行情况下60年寿期内的材料辐照脆化情况，其余2根辐照监督管（W管、X管） 用于反应堆压力容器服役中期需要进行退火处理以恢复材料性能的情况。在通常的辐照监 督计划中均采取首循环装入6根辐照监督管，留2根备用的作法，从表1中可以看出最后一 根抽取的是T管，按照预定的使用寿命可以看出，在22年到60年期间没有相应的辐照监督 管对反应压力容器进行监督，这种辐照监督计划一是会造成反应堆压力容器在服役后期近 30多年内没有辐照监督管随堆运行进行监督的风险，二是一旦反应堆压力容器在服役中期 需要进行退火处理，则用于监督第50年和第60年寿命的两根辐照监督管（S管和T管）的 辐照数据将会失效，而W管和X管已用于退火处理，此时将无多余的辐照监督管用于监督压 力容器退火后继续运行的材料性能变化。
[0020] 本案的实际操作例如下： 实施技术如下： 由于，核电厂堆型不同，超前因子也会不同，辐照监督计划也会略有区别，以M310堆型 为例。
[0021] 表2 -种新的反应堆压力容器长年寿命辐照监督计划：
[0022] 表2发明的这种新的反应堆压力容器长年寿命辐照监督计划无论反应堆压力容 器在寿期内是否需要进行退火处理，核电厂首循环均只插入U、V、Z、Y四根辐照监督管用于 监督反应堆压力容器前40年寿期内的堆芯活化区材料辐照脆化情况，用于监督第50年和 第60年寿命的S和T管在核电厂运行中期（17年到23年期间)插入反应堆，从上个表2可 以看出，这样最后一根辐照监督管（T管)从反应堆内抽取后，反应堆压力容器在寿命后期只 有约11~12年没有辐照监督管随堆运行进行监督，与表1所示在首循环即插入U、V、Z、Y、S、 T六根辐照监督管，反应堆压力容器在寿命后期约有38年无辐照监督管随堆运行监督的情 况相比，明显缩短了反应堆压力容器寿期内无辐照监督管随堆运行的年限，提高了反应堆 压力容器寿命后期运行的安全性。
[0023] 另一方面，若根据U、V、Z三根辐照监督管抽取后的辐照数据表明反应堆压力容器 寿命中期确实需要进行退火处理以恢复反应堆压力容器堆芯活化区材料的性能，表2发明 的60年辐照监督计划既可以合理利用W和X两管来证明反应堆压力容器经退化处理后堆 芯活化区材料性能恢复的情况以及材料经退火处理加短期辐照后性能下降的速度，又可以 让S和T两管随反应堆压力容器一起经历退火处理，监督反应堆压力容退火后运行至50年 和60年的材料性能变化情况，与表1的监督计划相比更加合理可行。
[0024] 本发明提供了一种新的反应堆压力容器长寿期辐照监督方法，该辐照监督计划既 可以明显缩短反应堆压力容器寿命后期无辐照监督管随堆运行的年限，提高了反应堆压力 容器寿命后期的运行安全性，又可以在需要进行退火处理的情况下合理利用W、X、S、T四根 辐照监督管来监督反应堆压力容器退火处理的效果及退火后继续运行至寿期末的材料性 能变化情况，使得60年长寿期内的整个辐照监督计划更为合理可行。
[0025] 如上所述，则能很好的实现本发明。
【主权项】
1. 反应堆压力容器长寿期辐照监督方法，其特征在于：反应堆压力容器共设置八根辐 照监督管，其编号分别为U、V、Z、Y、S、T、W和X，各管累积辐照时间代表反应堆压力容器内 表面实际辐照时间如下： U管：代表反应堆压力容器内表面第10年的实际辐照时间； V管：代表反应堆压力容器内表面第20年的实际辐照时间； Z管：代表反应堆压力容器内表面第30年的实际辐照时间； Y管：代表反应堆压力容器内表面第40年的实际辐照时间； S管：代表反应堆压力容器内表面第50年的实际辐照时间； T管：代表反应堆压力容器内表面第60年的实际辐照时间； W管和X管：用于反应堆压力容器寿期内进行退火处理的情况； 监督方法包括以下步骤： 步骤1 : 在核电厂首循环时只插入U管、V管、Z管和Y管，U管、V管、Z管和Y管用于监督反应 堆压力容器前40年寿期内堆芯活化区材料辐照脆化情况； 步骤2 :根据U、V、Z三根辐照监督管抽取后的辐照数据、反应堆压力容器的超前因子判 断是否需要进行退火处理， 若需要进行退火处理时，在核电厂运行中期插入S管、T管、W管和X管， S管和T管用于监督反应堆压力容器第50年和第60年的材料辐照脆化情况， W管和X管用于反应堆压力容器需要作退火处理时验证堆芯活化区材料退火后性能恢 复情况及经短期辐照后性能下降情况； 若不需要进行退火处理时，在核电厂运行中期依次先后插入S管、T管。2. 根据权利要求1所述的反应堆压力容器长寿期辐照监督方法，其特征在于： 需要进行退火处理时：S管和T管的插入时机需要与W管和X管配合确定。3. 根据权利要求1所述的反应堆压力容器长寿期辐照监督方法，其特征在于： W管、X管、S管、T管将在退火处理前插入反应堆随反应堆压力容器一起经历退火处理。4. 根据权利要求1所述的反应堆压力容器长寿期辐照监督方法，其特征在于： U管、V管、Z管和Y管按照时间的先后依次进行抽取。5. 根据权利要求1所述的反应堆压力容器长寿期辐照监督方法，其特征在于： 反应堆压力容器若需进行退火处理， Y管将提前抽取用于监督反应堆压力容器退火处理前的堆芯活化区材料性能， Y管抽取后，先插入S管，在S管插入后，在反应堆压力容器退火处理前插入W管、X管、T管，反应堆压力容器退火处理后，按照时间先后依次抽取W管、X管、S管、T管。6. 根据权利要求1所述的反应堆压力容器长寿期辐照监督方法，其特征在于： W管用于监督退火处理后堆芯火化区材料性能恢复的情况， X管用于监督退火处理加短期辐照后堆芯活化区材料性能下降速度， S管和T管用于监督反应堆压力容器退火处理后继续运行至50年和60年寿命的堆芯 活化区材料性能变化情况。
【专利摘要】本发明公开了反应堆压力容器长寿期辐照监督方法，监督方法包括以下步骤：步骤1：在核电厂首循环时只插入U管、V管、Z管和Y管，U管、V管、Z管和Y管用于监督反应堆压力容器前40年寿期内堆芯活化区材料辐照脆化情况；步骤2：根据U、V、Z三根辐照监督管抽取后的辐照数据、反应堆压力容器的超前因子判断否需要进行退火处理，若需要进行退火处理时，在核电厂运行中期插入S管、T管、W管和X管，S管和T管用于监督反应堆压力容器第50年和第60年的材料辐照脆化情况，W管和X管用于反应堆压力容器需要作退火处理时验证堆芯活化区材料退火后性能恢复情况及经短期辐照后性能下降情况。
【IPC分类】G21C17/003, G21C17/00
【公开号】CN105489259
【申请号】CN201410476717
【发明人】周高斌, 罗英, 王眉, 邱天, 杨敏, 尹祁伟, 李玉光
【申请人】中国核动力研究设计院
【公开日】2016年4月13日
【申请日】2014年9月18日
【技术领域】
[0001] 本发明属于核电站在役期间对反应堆压力容器堆芯区材料辐照脆化性能的在役 监督措施，具体涉及到反应堆压力容器长寿期内辐照监督计划的制订和实施。
【背景技术】
[0002] 反应堆压力容器作为构成核电站反应堆冷却剂压力边界的关键设备，包容整个堆 芯，同时承受高温、高压和强中子辐照的联合作用，堆芯区材料的辐照效应使得材料强度逐 渐升高、塑韧性逐渐降低，产生辐照脆化。因此，各国的核安全法规和标准都明确规定，在核 电厂的整个寿期内必须为反应堆压力容器制订合理的辐照监督措施，通常的作法是在反应 堆压力容器内设置一定数量的辐照监督管，并按计划在不同年限时取出进行解剖试验，以 此监督反应堆压力容器堆芯活化区材料的性能变化，确保压力容器寿期内的安全运行。
[0003] 目前新建核电厂设计寿命一般为60年或考虑延寿至60年，反应堆压力容器设置 8根辐照监督管（U管、V管、Z管、Y管、S管、T管、W管、X管)，其中6根辐照监督管（U管、V 管、Z管、Y管、S管、T管）分别用于监督反应堆压力容器正常运行情况下60年寿期内的材 料辐照脆化情况，其余2根辐照监督管（W管、X管）用于反应堆压力容器服役中期需要进行 退火处理以恢复材料性能的情况。在通常的辐照监督计划中均采取首循环装入6根辐照监 督管，留2根备用的作法，这种辐照监督计划一是会造成反应堆压力容器在服役后期近30 多年内没有辐照监督管随堆运行进行监督的风险，二是一旦反应堆压力容器在服役中期需 要进行退火处理，则用于监督第50年和第60年寿命的两根辐照监督管（S管和T管）的辐 照数据将会失效，而W管和X管已用于退火处理，此时将无多余的辐照监督管用于监督压力 容器退火后继续运行的材料性能变化。
【发明内容】
[0004] 本发明的目的是提供一种更为合理的反应堆压力容器长寿期辐照监督方法，能够 更好的监督反应堆压力容器在60年寿期(包括延寿至60年的情况）内的材料辐照脆化情 况，可应用于新建的长寿期核电厂及计划延寿至60年的在役核电厂的反应堆压力容器辐 照监督计划的制订和实施。
[0005] 本发明的实现方案如下：反应堆压力容器长寿期辐照监督方法，反应堆压力容器 共设置八根辐照监督管，其编号分别为U、V、Z、Y、S、T、W和X，各管累积辐照时间代表反应 堆压力容器内表面实际辐照时间如下： U管：代表反应堆压力容器内表面第10年的实际辐照时间； V管：代表反应堆压力容器内表面第20年的实际辐照时间； Z管：代表反应堆压力容器内表面第30年的实际辐照时间； Y管：代表反应堆压力容器内表面第40年的实际辐照时间； S管：代表反应堆压力容器内表面第50年的实际辐照时间； T管：代表反应堆压力容器内表面第60年的实际辐照时间； W管和X管：用于反应堆压力容器寿期内进行退火处理的情况。
[0006] 辐照监督管是内置有力学性能试样、中子剂量探测器、温度探测器的装置，辐照监 督力学性能试样来源于母材金属、焊缝金属和焊缝热影响区的金属，试样材质与压力容器 筒体相同，为 SA508MGrade3 Classl。
[0007] 监督方法包括以下步骤： 步骤1 : 在核电厂首循环时只插入U管、V管、Z管和Y管，U管、V管、Z管和Y管用于监督反应 堆压力容器前40年寿期内堆芯活化区材料辐照脆化情况； 步骤2 :根据U、V、Z三根辐照监督管抽取后的辐照数据、反应堆压力容器的超前因子判 断是否需要进行退火处理，根据反应堆压力容器的超前因子及是否需要进行退火处理的情 况， 若需要进行退火处理时，在核电厂运行中期插入S管、T管、W管和X管， S管和T管用于监督反应堆压力容器第50年和第60年的材料辐照脆化情况， W管和X管用于反应堆压力容器需要作退火处理时验证堆芯活化区材料退火后性能恢 复情况及经短期辐照后性能下降情况； 若不需要进行退火处理时，在核电厂运行中期依次先后插入S管、T管； 需要进行退火处理时：S管和T管的插入时机需要与W管和X管配合确定。
[0008] W管、X管、S管、T管将在退火处理前插入反应堆随反应堆压力容器一起经历退火 处理。
[0009] U管、V管、Z管和Y管按照时间的先后依次进行抽取， 反应堆压力容器若需进行退火处理， Y管将提前抽取用于监督反应堆压力容器退火处理前的堆芯活化区材料性能， Y管抽取后，先插入S管，在S管插入后，在反应堆压力容器退火处理前插入W管、X管、 T管，反应堆压力容器退火处理后，按照时间先后依次抽取W管、X管、S管、T管。
[0010] W管用于监督退火处理后堆芯火化区材料性能恢复的情况， X管用于监督退火处理加短期辐照后堆芯活化区材料性能下降速度， S管和T管用于监督反应堆压力容器退火处理后继续运行至50年和60年寿命的堆芯 活化区材料性能变化情况。
[0011] 辐照监督管抽取时间根据压力容器内表面峰值快中子注量计算值、相应的转变温 度增量计算值和辐照监督管的数量安排。按规定，第一个辐照监督管安排在早期，快中子注 量达到5X10 lscm 2时抽取，以验证监督试验材料对真实辐照环境的影响以及与计算值的符 合程度。通常超前因子高的辐照监督管先抽取。
[0012] 本发明提供的反应堆压力容器长寿期辐照监督计划既可以明显缩短反应堆压力 容器寿命后期无辐照监督管随堆运行的年限，提高反应堆压力容器寿命后期的运行安全 性，又可以在需要进行退火处理的情况下合理利用W、X、S、T四根辐照监督管来监督反应堆 压力容器退火处理的效果及退火后继续运行至寿期末的材料性能变化情况，使得60年长 寿期内的整个辐照监督计划更为合理可行。
【具体实施方式】
[0013] 实施例一 反应堆压力容器长寿期辐照监督方法，反应堆压力容器共设置八根辐照监督管，其编 号分别为1]、￥、2、￥、5、1\1和乂，各管累积辐照时间代表反应堆压力容器内表面实际辐照时 间如下： U管：代表反应堆压力容器内表面第10年的实际辐照时间； V管：代表反应堆压力容器内表面第20年的实际辐照时间； Z管：代表反应堆压力容器内表面第30年的实际辐照时间； Y管：代表反应堆压力容器内表面第40年的实际辐照时间； S管：代表反应堆压力容器内表面第50年的实际辐照时间； T管：代表反应堆压力容器内表面第60年的实际辐照时间； W和X管：用于反应堆压力容器寿期内进行退火处理的情况。
[0014] 监督方法包括以下步骤： 步骤1 : 在核电厂首循环时只插入U管、V管、Z管和Y管，U管、V管、Z管和Y管用于监督反应 堆压力容器前40年寿期内堆芯活化区材料辐照脆化情况； 步骤2 :根据U、V、Z三根辐照监督管抽取后的辐照数据、反应堆压力容器的超前因子判 断是否需要进行退火处理，根据反应堆压力容器的超前因子及是否需要进行退火处理的情 况， 若需要进行退火处理时，在核电厂运行中期插入S管、T管、W管和X管， S管和T管用于监督反应堆压力容器第50年和第60年的材料辐照脆化情况， W管和X管用于反应堆压力容器需要作退火处理时验证堆芯活化区材料退火后性能恢 复情况及经短期辐照后性能下降情况； 需要进行退火处理时：S管和T管的插入时机需要与W管和X管配合确定。W管、X管、 S管、T管将在退火处理前插入反应堆随反应堆压力容器一起经历退火处理。U管、V管、Z 管和Y管按照时间的先后依次进行抽取，反应堆压力容器若需进行退火处理，Y管将提前抽 取用于监督反应堆压力容器退火处理前的堆芯活化区材料性能，Y管抽取后，先插入S管， 在S管插入后，在反应堆压力容器退火处理前插入W管、X管、T管，反应堆压力容器退火处 理后，按照时间先后依次抽取W管、X管、S管、T管。W管用于监督退火处理后堆芯火化区 材料性能恢复的情况，X管用于监督退火处理加短期辐照后堆芯活化区材料性能下降速度， S管和T管用于监督反应堆压力容器退火处理后继续运行至50年和60年寿命的堆芯活化 区材料性能变化情况。
[001 5] 若不需要进行退火处理时，在核电厂运行中期依次先后插入S管、T管； 为了表明本发明的上述方法可以起到很好的监督作用，本发明以现有技术的方法和本 发明做出如下对比。
[0016] 对比例1 实施技术如下： 由于，核电厂堆型不同，超前因子也会不同，辐照监督计划也会略有区别，以M310堆型 为例，U、V、Z、Y、S、T、W和X八根辐照监督管在反应堆压力容器内的超前因子： 一Z 管、S 管、T 管、W 管、X 管：2.46 ; 一U 管、V 管、Y 管：2. 79。
[0017] 表1为目前国内新建M310核电厂普遍采用的反应压力容器辐照监督计划。本发 明提供的一种新的反应堆压力容器长寿期辐照监督计划具体实施如表2所示。
[0018] 表1目前国内M310核电厂采用的反应压力容器辐照监督计划：
〇
[0019] 表1发明的监督计划表，包括8根辐照监督管（U管、V管、Z管、Y管、S管、T管、W 管、X管)，其中6根辐照监督管（U管、V管、Z管、Y管、S管、T管）分别用于监督反应堆压 力容器正常运行情况下60年寿期内的材料辐照脆化情况，其余2根辐照监督管（W管、X管） 用于反应堆压力容器服役中期需要进行退火处理以恢复材料性能的情况。在通常的辐照监 督计划中均采取首循环装入6根辐照监督管，留2根备用的作法，从表1中可以看出最后一 根抽取的是T管，按照预定的使用寿命可以看出，在22年到60年期间没有相应的辐照监督 管对反应压力容器进行监督，这种辐照监督计划一是会造成反应堆压力容器在服役后期近 30多年内没有辐照监督管随堆运行进行监督的风险，二是一旦反应堆压力容器在服役中期 需要进行退火处理，则用于监督第50年和第60年寿命的两根辐照监督管（S管和T管）的 辐照数据将会失效，而W管和X管已用于退火处理，此时将无多余的辐照监督管用于监督压 力容器退火后继续运行的材料性能变化。
[0020] 本案的实际操作例如下： 实施技术如下： 由于，核电厂堆型不同，超前因子也会不同，辐照监督计划也会略有区别，以M310堆型 为例。
[0021] 表2 -种新的反应堆压力容器长年寿命辐照监督计划：
[0022] 表2发明的这种新的反应堆压力容器长年寿命辐照监督计划无论反应堆压力容 器在寿期内是否需要进行退火处理，核电厂首循环均只插入U、V、Z、Y四根辐照监督管用于 监督反应堆压力容器前40年寿期内的堆芯活化区材料辐照脆化情况，用于监督第50年和 第60年寿命的S和T管在核电厂运行中期（17年到23年期间)插入反应堆，从上个表2可 以看出，这样最后一根辐照监督管（T管)从反应堆内抽取后，反应堆压力容器在寿命后期只 有约11~12年没有辐照监督管随堆运行进行监督，与表1所示在首循环即插入U、V、Z、Y、S、 T六根辐照监督管，反应堆压力容器在寿命后期约有38年无辐照监督管随堆运行监督的情 况相比，明显缩短了反应堆压力容器寿期内无辐照监督管随堆运行的年限，提高了反应堆 压力容器寿命后期运行的安全性。
[0023] 另一方面，若根据U、V、Z三根辐照监督管抽取后的辐照数据表明反应堆压力容器 寿命中期确实需要进行退火处理以恢复反应堆压力容器堆芯活化区材料的性能，表2发明 的60年辐照监督计划既可以合理利用W和X两管来证明反应堆压力容器经退化处理后堆 芯活化区材料性能恢复的情况以及材料经退火处理加短期辐照后性能下降的速度，又可以 让S和T两管随反应堆压力容器一起经历退火处理，监督反应堆压力容退火后运行至50年 和60年的材料性能变化情况，与表1的监督计划相比更加合理可行。
[0024] 本发明提供了一种新的反应堆压力容器长寿期辐照监督方法，该辐照监督计划既 可以明显缩短反应堆压力容器寿命后期无辐照监督管随堆运行的年限，提高了反应堆压力 容器寿命后期的运行安全性，又可以在需要进行退火处理的情况下合理利用W、X、S、T四根 辐照监督管来监督反应堆压力容器退火处理的效果及退火后继续运行至寿期末的材料性 能变化情况，使得60年长寿期内的整个辐照监督计划更为合理可行。
[0025] 如上所述，则能很好的实现本发明。
【主权项】
1. 反应堆压力容器长寿期辐照监督方法，其特征在于：反应堆压力容器共设置八根辐 照监督管，其编号分别为U、V、Z、Y、S、T、W和X，各管累积辐照时间代表反应堆压力容器内 表面实际辐照时间如下： U管：代表反应堆压力容器内表面第10年的实际辐照时间； V管：代表反应堆压力容器内表面第20年的实际辐照时间； Z管：代表反应堆压力容器内表面第30年的实际辐照时间； Y管：代表反应堆压力容器内表面第40年的实际辐照时间； S管：代表反应堆压力容器内表面第50年的实际辐照时间； T管：代表反应堆压力容器内表面第60年的实际辐照时间； W管和X管：用于反应堆压力容器寿期内进行退火处理的情况； 监督方法包括以下步骤： 步骤1 : 在核电厂首循环时只插入U管、V管、Z管和Y管，U管、V管、Z管和Y管用于监督反应 堆压力容器前40年寿期内堆芯活化区材料辐照脆化情况； 步骤2 :根据U、V、Z三根辐照监督管抽取后的辐照数据、反应堆压力容器的超前因子判 断是否需要进行退火处理， 若需要进行退火处理时，在核电厂运行中期插入S管、T管、W管和X管， S管和T管用于监督反应堆压力容器第50年和第60年的材料辐照脆化情况， W管和X管用于反应堆压力容器需要作退火处理时验证堆芯活化区材料退火后性能恢 复情况及经短期辐照后性能下降情况； 若不需要进行退火处理时，在核电厂运行中期依次先后插入S管、T管。2. 根据权利要求1所述的反应堆压力容器长寿期辐照监督方法，其特征在于： 需要进行退火处理时：S管和T管的插入时机需要与W管和X管配合确定。3. 根据权利要求1所述的反应堆压力容器长寿期辐照监督方法，其特征在于： W管、X管、S管、T管将在退火处理前插入反应堆随反应堆压力容器一起经历退火处理。4. 根据权利要求1所述的反应堆压力容器长寿期辐照监督方法，其特征在于： U管、V管、Z管和Y管按照时间的先后依次进行抽取。5. 根据权利要求1所述的反应堆压力容器长寿期辐照监督方法，其特征在于： 反应堆压力容器若需进行退火处理， Y管将提前抽取用于监督反应堆压力容器退火处理前的堆芯活化区材料性能， Y管抽取后，先插入S管，在S管插入后，在反应堆压力容器退火处理前插入W管、X管、T管，反应堆压力容器退火处理后，按照时间先后依次抽取W管、X管、S管、T管。6. 根据权利要求1所述的反应堆压力容器长寿期辐照监督方法，其特征在于： W管用于监督退火处理后堆芯火化区材料性能恢复的情况， X管用于监督退火处理加短期辐照后堆芯活化区材料性能下降速度， S管和T管用于监督反应堆压力容器退火处理后继续运行至50年和60年寿命的堆芯 活化区材料性能变化情况。
【专利摘要】本发明公开了反应堆压力容器长寿期辐照监督方法，监督方法包括以下步骤：步骤1：在核电厂首循环时只插入U管、V管、Z管和Y管，U管、V管、Z管和Y管用于监督反应堆压力容器前40年寿期内堆芯活化区材料辐照脆化情况；步骤2：根据U、V、Z三根辐照监督管抽取后的辐照数据、反应堆压力容器的超前因子判断否需要进行退火处理，若需要进行退火处理时，在核电厂运行中期插入S管、T管、W管和X管，S管和T管用于监督反应堆压力容器第50年和第60年的材料辐照脆化情况，W管和X管用于反应堆压力容器需要作退火处理时验证堆芯活化区材料退火后性能恢复情况及经短期辐照后性能下降情况。
【IPC分类】G21C17/003, G21C17/00
【公开号】CN105489259
【申请号】CN201410476717
【发明人】周高斌, 罗英, 王眉, 邱天, 杨敏, 尹祁伟, 李玉光
【申请人】中国核动力研究设计院
【公开日】2016年4月13日
【申请日】2014年9月18日
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