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反应堆压力容器钢辐照脆化行为规律及预测技术研究

2017-04-28

反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)是压水堆中最重要的核心设备,也是核电站中不可更换的关键设备。其使用寿命决定了核电站的服役寿期,直接影响核电站的经济性和安全性。服役过程中,由于RPV长期受到高温、高压和高能量中子辐照(E>1MeV),其材料性能将不断降级,一旦应用应力高于断裂韧性时会发生脆性断裂,处于高温高压状态的RPV会瞬时破裂,将会导致灾难性的重大事故。

国际上针对RPV材料的辐照考验及性能测试已开展了大量的研究工作,而我国三代核电厂的设计寿命是60年,至今仍然没有国产RPV材料相应服役超过40年的堆内辐照性能数据,辐照脆化预测模型基本上是以大亚湾为代表的法国进口堆型利用法国模型,以秦山一、二期为代表的美国堆型利用美国模型。随着我国国产RPV的应用,国产RPV的辐照脆化数据的积累以及如何预测评估RPV脆化成为保证核电安全经济运行的关键问题。

中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部反应堆材料及辐照性能研究室材料辐照效应团队基于973计划项目课题“压力容器钢辐照损伤的微纳米尺度研究及辐照老化模型”,以反应堆压力容器(RPV)材料A508-3钢为研究对象,开展了反应堆内中子辐照考验、辐照性能测试分析,以及辐照脆化行为规律和预测评估技术研发,取得了一系列创新成果,并实现了工业应用。

一、服役60年剂量水平上的辐照考验技术

辐照考验是该项研究中最关键的内容,辐照过程中最重要的控制参数就是样品的中子注量和辐照温度。由于辐照目标剂量为三代压水堆RPV运行60年的剂量水平(1×1024n/m2(E>1MeV)),利用实验堆进行加速辐照考验也需要近1.5年的时间,辐照温度要求控制在288℃±10℃。该项实验辐照的周期长,温度控制精度高,需要辐照装置及相关部件具有较高的可靠性。为确保辐照考验的成功,针对辐照方案、辐照装置设计以及相关参数的选择进行了大量的计算、分析和论证工作。针对49-2泳池式反应堆的辐照条件及相关孔道参数,确定了辐照孔道为比较靠近堆芯的H8孔道,其中子通量约为(610)×1012n/cm·s,并针对H8孔道完成了辐照发热、传热计算、中子通量测量,在此基础上设计出辐照装置及样品排列的结构图。

A508-3钢样品入49-2堆进行了145天辐照考验,测试通量为(810)×1012n/cm2·s,累计辐照剂量达到约1×1024n/m2,辐照装置运行状态良好,辐照温度为288℃,控温精度达到±8℃。完成国产A508-3钢AP1000设计60年末注量水平(1×1024n/m2,E>1MeV)的中子辐照考验,获得了辐照性能数据。建立和掌握了长周期高精度温度控制的中子辐照考验技术和装置。

二、辐照脆化预测模型及验证

在RG1.99(Rev .3)的基础上进行修正,加入了一直以来被人们忽视的非Cu元素析出沉淀相(这里称为溶质原子沉淀相,Solute-Atom Cluster)对辐照硬化的贡献作用。建立起了适用于我国RPV材料的辐照脆化预测模型。利用研究中获得的高注量(服役60年水平)辐照性能数据等,均验证了该模型能准确可靠地给出A508-3钢的辐照脆化趋势预测。其中涉及到的RPV辐照性能数据库已取得国家著作权保护。

三、基于主曲线技术和单温度法的放射性0.5CT试样断裂韧性测试技术

针对放射性样品的断裂韧性测试,在303半热室内建立了一套完善的测试及屏蔽系统,能够通过机械手实现样品和引伸计的装卡以及后续的测试分析和样品回收等操作。

针对辐照剂量大等特点,为了减少表征所需样品的数量,开发了基于主曲线技术的单温度测试方法以完成断裂韧性测试,掌握了0.5CT断裂韧性测试技术,获得了A508-3钢的性能数据。该项技术已成功应用到在役核电站的辐照监督项目中。

四、针对放射性样品的力学性能测试平台

针对压力容器辐照监督样品高放射性的特点,开发了多项针对放射性样品力学性能测试的装置和方法,建立起了放射性样品的力学性能测试平台。

整体来看,此项研究成果获得了十分宝贵的国产A508-3钢高注量辐照性能数据及其辐照脆化行为规律,建立了自主产权的A508-3钢辐照脆化预测模型。同时,该研究建立和掌握了基于主曲线技术和单温度法的0.5CT断裂韧性测试技术及手段,解决了核电站RPV辐照监督检验中0.5CT试样测试分析问题,并已实际应用于RPV辐照监督及性能评估预测中。并实现了工业应用,促进了我国核电安全水平提升,为增强我国核电产业在国际市场的竞争力提供了技术支持。

创新团队简介

材料辐照效应团队(MIET)是一支以反应堆材料辐照效应为主要研究方向的研究团队,是中国原子能科学研究院首批创新团队之一。团队长期从事材料辐照效应及表征技术的实验与理论研究,在该领域积累了大量经验,在研项目包括国家重点基础科研课题(973计划)、国家高技术研究发展课题(863计划)、国家自然基金项目、重大专项课题、核能开发项目、核电技术服务等。

近六年来,材料辐照效应团队共发表论文30篇,其中SCI收录13篇,EI收录11篇;获得国家发明专利授权5项(耐火纤维布高温拉伸测试方法及专用加热设备,专利号:ZL201210396251.7;对开式试验堆辐照装置,专利号:ZL201210372083.8;反应堆压力容器辐照脆化预测评估模型,专利号:ZL201210436604.1;一种用于反应堆内金属材料辐照系统,专利号:ZL201410223374.X;一种用于反应堆内金属材料辐照装置,专利号:ZL201410223929.0);获得国家软件著作权3项、国家其他著作权2项;制定并通过企业标准2项。团队先后获得国防科学技术奖三等奖1项,中核集团科技进步奖二等奖1项、三等奖2项,中国原子能科学研究院成果奖一等奖2项、二等奖5项。

团队近年参加国内外学术会议并发表口头报告20余次,团队成员贺新福以分会主席身份分别参加了第16届聚变堆材料国际会议和2014年的国家青年核理事会。同时,与比利时SCK·CEN、瑞士PSI、日本京都大学、清华大学、苏州热工院、武汉105所等国内外科研机构及高校建立了良好的合作关系,并进行了多次学术交流互访。