1RPV全寿期监督的必要性
1.1RPV主要功能
RPV为圆柱形，带有半球形底封头和可拆卸的带法兰半球形封头。它用于支承和密封反应堆堆芯的高压安全边界，通过RPV支承垫安放在混凝土的安全壳结构上。RPV的设计、制造、运行及监督等必须遵循严格的准则，它在整个核岛一回路中处于核心的地位，它的安全性和有效性直接关系着核电站的安全与效益。
1.2RPV老化
当前严重威胁着核电站安全的是核电站的老化。在上个世纪50年代，第一代核电站开始兴建。之后由于1970年的石油危机爆发，大批量的第二代核电站先后在欧美、日本等国家和地区建造。由于核电站技术刚刚起步、核电站设备的主体材料受到时代的制约，第一代、第二代的核电站设计寿命大约为四十年左右。当前，到了这些核电站即将退役的时刻，核电站一回路中的主设备，尤其是其核心设备RPV的安全性、有效性直接成为我们必须考虑的首要问题。老化是指核电厂系统、构筑物或部件，由于单个老化机理或多个老化机理组合的影响，其物理特性随时间或使用的变化过程而出现改变。RPV的老化主要有以下几种：热老化、辐照脆化、回火脆化、腐蚀等。
1.3中子辐照脆化
RPV的主体材料一般有SA508Gr.3Cl.1（ASME体系）、16MND5（RCC-M体系）。它们都属于低合金铁素体钢。虽然具有较高的强度、良好的韧性，但是由于其工作环境为大量快中子辐照的高温、高压下，它很容易受到快中子的轰击，进而使铁原子离位，产生空位，离位的铁原子就成为一个间隙原子。随着时间的推移，越来越多的快中子轰击，大量的间隙原子及空位源源不断的产生，它们也能将其他原子从所在的点阵位置轰击出去，从而发生更多的串级碰撞效应。这些空位和间隙原子也有可能部分地相遇进而抵消，也有可能被晶界的尾间所吸收，或者空位与间隙原子各自通过聚集形成位错环、堆垛层错环以及增加位错密度等，故使位错运动受阻而引起材料硬化、强化和脆化。
2反应堆压力容器辐照监督管
目前RPV辐照监督采用在堆内放置辐照监督管，定期取样的方法。即在运行的反应堆放入足够数量、具有代表性的监督样品（包括母材、焊缝和热影响区材料）。样品是与压力容器同炉、同工艺的材料制作，分成若干份，放入辐照监督管中，随堆辐照，定期取出进行样品的机械性能试验。目的：一是监测反应堆压力容器堆芯区的铁素体材料因中子辐照和热环境引起的断裂性韧度变化；二是使用所测得的数据确定压力容器在全寿期内可以运行的且具有适当安全裕量的环境。
2.1辐照监督管简介
辐照监督管为1.5m左右长，直径50mm左右的长管。上部装有顶部端塞、气孔塞，下部装有底部端塞，中间由2块半壳板组成。在其中间放置有大量的试样和测量盒。如存放的试样有夏比Ⅴ型缺口冲击试样、拉伸试样、紧凑拉伸试样、落锤试样等。测量盒主要放置中子注量探测片和测温合金。中子注量探测片根据其测得的快中子注量、快中子能谱以及热中子注量密度等数据来表征上述试样和反应堆压力容器所受的积分注量和中子能谱。测温合金用来判定辐照试样在反应堆内曾经达到的最高温度，以检测辐照温度对材料的热影响。
2.2辐照监督管布置
不同的堆型，其辐照监督管的长度、数量及内部试样的数目不尽相同，然而其放置的位置大体都是相同的，即放置在吊篮筒体外侧。以某堆型为例，其堆芯区域设置8根辐照监督管，这些辐照监督管放置于焊接在吊篮筒体外部的导向管中。
2.3抽取计划及装卸
一般来说，辐照监督管的抽取计划主要是依据超前因子和堆芯区燃料管里的变化情况来确定的。按照ASTME185的规定，第一根辐照监督管安排在早期，即快中子注量达到5×1018n/cm2时抽取，主要是验证辐照监督试样的材料对真实辐照环境的响应以及计算值的符合程度。最后一根辐照监督管的辐照应超过寿期末压力容器内表面峰值快中子注量计算值。中间几根辐照监督管的抽取时间安排在首末之间的适当时间，如在换料停堆或电站停堆时间进行。卸出辐照样品，是在RPV换料时进行。首先利用连接在环形吊车上的工具打开样品导管上部的端塞，随后利用一个专用工具抓取样品，将辐照样品卸出放于专用运输容器内。
3反应堆压力容器辐照监督试验
根据美国ASME标准规定，用参考温度RTNDT作为防止脆断的判据，并提出了测试方法和专门规定。先由落锤试验测出TNDT，然后依据上述温度进行夏比Ⅴ冲击试验，得出RTNDT。下面简要介绍这两种类型试验。
3.1落锤试验
母材、焊缝和热影响区冷态基准落锤试样用于确定未经辐照材料的无塑性转变温度（TNDT），这些试验数据是获取基准无塑性转变温度的（RTNDT）基础，并从而获得之后辐照导致的RTNDT变化数据。落锤试样的标准有两个，一个是我国的GB/T6803《铁素体钢的无塑性转变温度落锤试验标准方法》；另一个是美国的ASTME208-81《测定铁素体钢无塑性转变温度用坠重试验方法》。
3.2夏比Ⅴ冲击试验
由于此试验我们重点关注的是RTNDT，下面将重点介绍RTNDT如何测得。（1）选定一个温度TNDT，该温度等于或高于落锤试验测得的无塑性转变温度。（2）当温度不大于TNDT+33℃时，每个CV的横向膨胀至少为0.89mm，并且吸收能量应不小于68J。当这些要求都满足时，此时的就是TNDT参考温度RTNDT。（3）如果不能满足上述（2）项的要求，则可进行以三个试样为一组的补充CV试验，以测定试样组都能满足的TCV温度。在此情况下，参考温度RTNDT=TCV-33℃。因此参考温度RTNDT是TNDT和TCV-33℃两者中的较高值。（4）当CV试验没有在TNDT+33℃温度下进行；或CV试验在TNDT+33℃温度下进行，但最低吸收能量未达到68J，最小横向膨胀量未达到0.89mm时，则可利用所进行的所有CV试验的最小数据点，作一条完整的CV试验曲线，再从这条曲线得到代表最低吸收能量为68J和最小横向膨胀量为0.89mm时对应的温度值。
4结束语
目前，通过研究已经得出了预测的经验公式，RPV辐照监督及完整性评估的标准体系得以建立，规定了RPV中子辐照环境的物理计算-剂量检测、热环境检测和铁素体材料力学性能变化监督试验的要求。制定了对RPV完整性的评价方法、准则，这样保证了核电站在整个寿期内安全、可靠。我国关于核电厂老化尤其是RPV老化的研究刚刚起步，还没有形成自己的法规体系，亟需建立包括老化评估及时限老化分析的对象的确认、评估的技术基础、环境影响评估的方法及内容等。为了建立适合国内核电厂RPV老化管理的法规、标准及技术体系，需要业界对上述问题进行充分探讨，结合我国现有堆型的实践，不断总结和完善，形成有中国特色的核电厂运行延续性体系。
作者：李海旺 单位：一重集团大连设计研究院有限公司
