我国自主研发、建造的全球首个高温气冷堆示范项目选址山东荣成，在初步安全分析报告审查中，受轻水堆启发反应堆压力容器的辐照监督受到重点关注，最终成为设计方和审评方亟待研究和面对的难题。本文首先对我国M310改进型机组压力容器辐照监督要求进行了归纳、总结和分析。在此基础上对石岛湾气冷堆辐照监督规范适用性、辐照特点、辐照监督方案等进行了研究。

1　辐照监督法规标准体系

中国在法规导则层面对辐照监督提出了要求。法国对反应堆压力容器辐照监督提出了总则性标准要求，其实施一般参考美国标准执行。美国对辐照监督的要求可分为法规、总则性标准和实施性标准三部分，体系较为完整。归纳上述三国辐照监督相关文件见表1。

通过大量的研究表明中医药对功能性便秘的治疗有较好的效果[6]，主要是通过润滑肠道，增加肠道运动，调节肠道神经递质和胃肠道激素的分泌。还通过调养肝脏之气血来治疗便秘[7]，国内外通过研究肠道微生态与功能性便秘的关系，也为便秘的治疗提供新的途径[8]。丛丽敏[9]等观察益生菌干预大鼠动物模型便秘的效果，证明有一定效果。

 

表1　辐照监督法规和标准

 

Table 1　Radiation supervision regulations and standards

  

法规/标准名称要求要点发布国HAD102/08-1989核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统[1]用于反应堆压力容器的样品，应放在压力容器内高通量快中子辐照环境条件下进行辐照监督中国HAD102/17-2006核动力厂安全评价与验证[2]选择辐射环境中使用的材料时，应该考虑辐照对材料特性的影响中国RCC-M(2002)ZG3430辐照影响[3]受辐照材料的韧性变化情况可以通过实施在役监督确定法国RSE-M(1997)B6310中子辐照对反应堆压力容器材料影响的监督[4]中子辐照对反应堆压力容器材料影响的监督大纲法国

 

续表

  

法规/标准名称要求要点发布国10CFRPart50AppH反应堆容器材料监督大纲要求[5]轻水堆反应堆压力容器堆芯区铁素体材料受中子辐照后材料断裂韧性变化的监督大纲要求美国10CFRPart50AppG断裂韧性要求[6]轻水反应堆反应堆冷却剂承压边界部件铁素体材料断裂韧性的夏比上平台能量要求美国RG199(rev2，1988)反应堆容器材料辐照脆化[7]美国核管会(NRC)接受的计算轻水冷却反应堆压力容器使用的低合金钢中子辐照脆化效应的一般方法美国ASME(2004)NB2331容器材料[8]规定参考韧脆转变温度获取方法、在役期间使用ASTME185-82方法编制大纲。美国ASME(2013)HAA-1130规则的限定[9]中子辐照导致的材料性能的改变可用材料监督大纲定期验证美国ASTM-E185(1982)轻水堆核电厂反应堆容器监督试验执行标准实践[10]轻水堆反应堆容器堆芯区铁素体材料中子辐照导致机械性能变化的监督程序美国ASTM-E185(2002)轻水慢化核反应堆容器监督大纲设计方法的标准[11]包括监督试验材料选择、试样类型、取样方位和数量、监督管数量与抽取计划、监督管评价等美国ASTM-E2215(2002)l轻水慢化核反应堆容器监督管评价的标准[12]包括监督管状态确定、辐照状态测量、机械性能测量、试验数据评价、抽取计划审查等美国ASTM-E1214反应堆容器监测所用的熔丝温度监测器的使用标准指南[13]推荐了辐照监督管温度探测器选型美国

2　辐照监督技术要点

2.1　参考韧脆转变温度设计曲线与预测公式

2.1.1　韧脆转变温度设计曲线

根据ASME(2004)第III卷NB-2331 、NB6212，RCC-M(2002)附录ZG、B2120的要求在压力容器设计阶段，为评估辐照效应对压力容器断裂韧性的影响，需要预先计算出一条参考韧脆转变温度(Reference temperature of nil-ductility transition，简称RTNDT)随中子注量变化的曲线，即中子注量-参考韧脆转变温度(RTNDT)曲线，如图1所示。该曲线考虑设计阶段计算得到的中子注量，估计在整个寿期内这些部位的RTNDT的改变，它将用来确定水压试验中采用的最低温度，以及运行手册中可接受的压力-温度范围。

基于四点式光靶的掘进机定位方法以激光指向仪的安装位置和指向为测量基准，借助摄影测量技术，完成目标自动识别、自动匹配和目标空间位置参数的自动解算，系统布置如图1所示，由激光视频导航仪、导航终端和靶标组成，其中，激光视频导航仪由指向激光和工业摄像机组成，通过指向激光确定导航仪的基准；导航终端由工业计算机组成，用于采集导航仪的图像数据并进行分析和解算，同时显示实时导航参数；光靶由4个分别设置在掘进机机身上表面4个角的光源组成。摄影测量技术通过合理的成像模型、目标的先验信息及其图像特征完成目标识别和匹配及测量，测量精度除与环境有关外，主要取决于成像几何模型。

CF——与元素含量相关的因子；

2.1.2　RG1.99辐照效应预测公式

RSE-M 1997 B6310 、ASTM-E185(1982)中说明经辐照后的监督管主要提取中子注量和韧脆转变温度变化量两个数值，同时也要关注辐照温度是否在预期范围内，或者在设计时采用的韧脆转变计算公式适用条件范围内。中子注量数值通过分析中子探测器获取，韧脆转变温度变化量通过辐照试样与未辐照试样冲击试样获得。

不同地区的伟晶岩脉稀有金属矿床与不同时期的成矿岩体有关，伟晶岩脉与成矿岩体的空间关系也略有差异，如：广西栗木地区伟晶岩主要与印支期花岗岩体有关，其伟晶岩脉与花岗岩体空间分布形式有三种[7]；河南卢氏伟晶岩主要与志留纪(加里东期)花岗岩密切相关，伟晶岩脉以中等倾斜至缓倾斜为主，分布于花岗岩岩体外接触带的变质岩中[8]。本区含矿伟晶岩脉与上述二者存在相似处，也有明显的不同，首先本区含矿伟晶岩脉的成矿与燕山期花岗岩关系密切，同时本区含矿伟晶岩脉与花岗岩的空间关系与广西栗木地区第一种形式相近但又存在差异，与河南卢氏伟晶岩空间关系相似，但产出状态不同。

监督管应放置在容器内，试样辐照历史尽量接近反应堆容器，监督管超前因子(试样位置瞬时中子注量率与反应堆容器内壁最大中子注量率计算值的比值)，推荐值为1～3。

  

图1　RSE-M2000 B6310中给出的中子注量-RTNDT曲线范例Fig.1　An example of the neutron flux -RTNDT curve given in RSE-M2000 B6310

  

图2　韧脆转变温度确定压力试验温度原理示意图Fig.2　A schematic diagram of the principle of determining the temperature of the pressure test by the RTNDT

RTNDT=InitialRTNDT+ΔRTNDT+Margin

(1)

ΔRTNDT=(CF)f(0.28-0.10logf)

(2)

 

(3)

RTNDT——参考韧脆转变温度；

确定监督管数量的基础是预期韧脆转变温度的升高速率，上平台能量的降低速率可能也是考虑的因素。抽取时间安排在最近的换料周期。RSE-M 1997 B6310仅要求最后一次提取时的通量至少应等于寿期末的预计通量。

韧脆转变温度确定压力试验温度原理为在工况(载荷)一定、容器应力水平确定、脆断分析假定裂纹尺寸确定的情况下，根据断裂力学原理可以得到此时的应力强度因子。又由于临界应力强度因子与试验温度与韧脆转变温度差值存在关系曲线，因此只需要选择某一临界应力强度因子大于断裂力学得到的应力强度因子的点，其相应的试验温度即可得到。上述原理如图2所示。

Margin——数值修正；

σI——初始韧脆转变温度的标准差；

σΔ——韧脆转变温度增量的标准差。

2.1.3　RCC系规范辐照效应预测公式

(1)RCC-M2002

在RCC-M附录ZG3430辐照影响中给出了中子注量-ΔRTNDT设计曲线计算公式，如下式(2)。公式适用范围：中子注量从1018-6×1019n·cm-2，辐照温度275 ℃-300 ℃。温度低于275 ℃，辐照效应必然增加，超过300℃辐照效应可能降低。

ΔRTNDT=[22+556(Cu%-0.08)+2778(P%-0.008)][f/1019]1/2

(4)

(2)RSE-M1997

在RSE-M 1997 B6310中子辐照对反应堆压力容器材料影响的监督中给出了满足RCC-M要求的16MND5容器材料中子注量-ΔRTNDT设计曲线计算公式(5)、(6)。公式适用范围如下：中子注量在0.3×1019-8×1019 ncm-2(大于1MeV)之间，温度范围在275 ℃-300 ℃之间。

综上所述，信息技术的不断进步，人们的生活和工作更加便捷了。对于传统报纸来说机遇和挑战并存，传统报纸要对自己有一个正确的定位，主动迎接新媒体，充分利用网络技术，促进自己的发展，抢占先机，突出自己的特色，为受众进行客观真实的报道。

ΔRTNDT=8+[24+238(Cu%-0.08)+1537

(P%-0.008)]+191Ni%2Cu%][f/1019]0.35

(5)

ΔRTNDT=22+[13+148(Cu%-0.08)+823(P%≥0.008)+157Ni%2Cu%][f/1019]0.45

(6)

应关注温度对辐照脆化效应的影响。在RG1.99-1982和RCC-M-2002中均提到，辐照脆化效应与温度呈现负反馈效应，因此当辐照环境温度偏离预测公式适用范围时，则公式不能使用或者需要修正。如进行修正，当辐照温度偏高时，ΔRTNDT需要减少一个修正值；当辐照温度偏低时，ΔRTNDT需要增加一个修正值，设计曲线修正示意如图3所示。

  

图3　辐照温度偏离预测公式适用范围后的修正示意图Fig.3　A revised sketch map when the radiation temperature beyond the applicable range of the prediction formula

2.2　辐照监督管与试样设置

从图1中可以看出，当称样量在0.25～1.50g之间变化时，EDTA标准溶液滴定体积与称样量线性相关，说明氟化钙的溶解度基本保持不变。通过计算可得图1中钙(以碳酸钙计)质量变化的最大值约为9.4mg，即两次称样量之间碳酸钙的质量差在9.4mg之内都能满足实验方法分析要求。

2.2.1　试样取向和位置

代表母材和热影响区的拉伸和夏比试样应从四分之一壁厚处取样。板材二分之一壁厚处不能作为试样。代表焊缝的试样可以从任意厚度位置取样，除焊根和表面以内12.7 mm厚度范围以外。母材的拉伸和夏比试样方向选取应如ASME-III中所述使试样主轴方向平行于表面且垂直于板材主轧制方向或垂直于锻件的主锻造方向。母材和焊缝夏比试样缺口轴线方向应垂直于材料表面，焊缝拉伸试样方向可与夏比试样相同，标距段全部为焊缝金属。对于热影响区试样，整个缺口均位于热影响区内，热影响区夏比试样缺口根部距离融合线0.8 mm，缺口轴线应垂直于表面并尽量靠近表面。推荐的焊缝金属和热影响区试样方向如图4所示。焊接接头应被侵蚀以确定热影响区。

  

图4　焊缝金属和热影响区试样方向示意图Fig.4　Sample direction diagram of weld metal and heat affected zone

2.2.2　试样数量

反应堆压力容器堆芯段辐照监督试样数量见表2。

2.3　监督管辐照要求与抽取计划

ASTM-E185(1982)中对试样监督管位置和数量、抽取计划均有较为详细的规定。

2.3.1　监督管位置

我正在发愣，巴克夏推了推我。一看，她落落大方地把行李和脸盆牙具放到地上说：“谢谢大家来接我——”一看是我们，便笑道：“是你们？怎么样？说话算数，言而有信吧？”说着向我伸过手来。

2.3.2　监督管数量和抽取计划

f——中子注量；

ASTM-E185(1982) 轻水堆核电厂反应堆容器监督试验执行标准中规定了辐照监督管与试样设置的要求，该标准适用范围为轻水堆反应堆容器内壁表面寿期末预期中子注量超过1×1017 ncm-2。ASME 2004版NB2331中规定了ASTM E185的版本为1982版，因此本节介绍以该版本为主。

 

表2　辐照监督试样类型与数量

 

Table 2　Type and quantity of irradiated samples

  

材料夏比试样拉伸未辐照基准试样母材18(15个用于建立转变温度曲线、3个保存用于补充数据例如数据过于分散的情况)3焊缝18(15个用于建立转变温度曲线、3个保存用于补充数据例如数据过于分散的情况)3热影响区18(15个用于建立转变温度曲线、3个保存用于补充数据例如数据过于分散的情况)辐照试样(每个监督管)母材123焊缝123热影响区12

 

表3　辐照监督管抽取计划

 

Table 3　Extraction plan of radiation monitoring tube

  

容器内表面预期转变温度增量≤56℃>56℃≤111℃>111℃监督管最少数量345抽取顺序第一6A3A15A第二15B6C3D第三EOLE15B6C第四EOLE15B第五EOLE

注：A、B、C、D、E注解详见ASTM-E185(1982) 轻水堆核电厂反应堆容器监督试验

3　辐照监督数据的作用与评价

3.1　数据获取

在RG1.99(rev2，1988)反应堆容器材料辐照脆化中给出了中子注量-RTNDT计算公式，如式(1)所示。使用条件：SA302、336、533和508,且最低屈服强度50000psi，包括其焊缝和热影响区。辐照温度在525 ℉-590 ℉(274 ℃-310 ℃)之间，低于该温度区间应考虑更高的辐照脆性，高于该温度区间应考虑更低的辐照脆性。公式适用范围：中子注量(1017ncm-2-1020 ncm-2)，铜(0-0.40%)、镍(0-1.2%)含量需要在后面括号中数值范围内。

3.2　数据分析与评判

根据RCC-M附录ZG中的准则，在一个给定时刻，压力容器(监督试样实测)的RTNDT应与(设计阶段)预期的RTNDT一致。即对于设计时考虑的中子注量-RTNDT曲线，监督试样的中子注量及相应RTNDT数据点不应在该曲线上方，即数据点应该在图1设计曲线的B区或者C区。验证过程中，应考虑实际运行状态及燃料管理带来的实测剂量与设计预期剂量的差异。如果监督试样实测数据不致对中子注量-RTNDT设计曲线产生疑虑，则该曲线可用来确定进行RCC-M B2000中规定的水压试验和重复试验时的温度。如果有一个数据点落在设计曲线之上，则应定义为异常情况，并按异常处理。

GOLD指南推荐对于有呼吸道症状和危险因素接触史的人群进行肺功能检查确诊慢阻肺，但不推荐对无危险因素接触史和无症状的人群进行肺功能筛查，主要是基于在症状出现前诊断慢阻肺并没有影响疾病病程和患者预后［24］。然而，这一推荐可能存在争议。随访发现，对于未确诊的慢阻肺患者，不管有无呼吸道症状，其急性加重和罹患肺炎的风险都增加［25］。而我国研究显示慢阻肺知晓率及肺功能检查普及率极低，特别需要引起关注的是，60%的慢阻肺患者没有明显的咳嗽、咳痰、喘息等症状［2］，对无症状或症状不明显的慢阻肺难以实现早期诊断，说明普及肺功能检查对实现慢阻肺早诊早治的重要性。

4　石岛湾气冷堆压力容器辐照监督实践

HAD102-08及HAD102-17对商用核动力厂反应堆压力容器辐照监督提出了原则性要求。虽然石岛湾气冷堆总体参考ASME-2004规范进行设计，但在ASME-III-2013高温堆分册HAA-1130规则的限定中也说明了对中子辐照导致的材料性能的改变可用材料监督大纲定期验证。因此石岛湾气冷堆示范工程开展反应堆压力容器的辐照监督工作是有必要的。石岛湾气冷堆压力容器堆芯区寿期末预期最大中子注量n×1017 ncm-2(n>1)[14]。

陈琛是典型的八零后，别看他年轻，但是他的工作经验很丰富。2009年，陈琛毕业后在广东天禾就职，从事推广及销售工作。从事过销售的人都知道，干这一行不仅得能说会道，还得肯付出，也就是说不仅得有嘴皮子功夫，凡事更得身体力行。陈琛也不例外，做销售到处跑，甚至没有稳定的生活。他在浙江、江苏、上海都从事过销售工作，而且取得了喜人的业绩。

4.1　规范适用性

压水堆核电站辐照监督已有成熟的标准规范，现阶段国内外还没有专门针对高温气冷堆辐照监督的相关标准规范。因此高温气冷堆核电厂反应堆压力容器辐照监督大纲(以下简称大纲)在遵守我国HAF、HAD规章和导则的同时，主要参考美国压水堆核电站辐照监督法规及标准(如10CFR50 APP H、10CFR50 APP G、ASTM E185-1982、RG1.99-1988等)进行编写。对于辐照监督而言，高温气冷堆与压水堆主要区别在于：压水堆堆芯段辐照温度基本在290 ℃左右；高温气冷堆堆芯段辐照温度分布不均，处于175 ℃-250 ℃之间。高温气冷堆反应堆压力容器材料种类SA533B及其化学成分适用于美系辐照监督法规及标准，但RG1.99-1988辐照脆化模型公式适用温度范围为274℃-310 ℃，高温堆压力容器材料辐照温度为175 ℃-250 ℃，因此不能直接引用，需要将温度影响考虑到脆化模型中。大纲借鉴国外高温堆研究成果，采用以RG1.99公式为基础+温度修正值的方式，建立高温气冷堆反应堆容器材料的辐照预测模型。另外在低温辐照区域布置有对比辐照监督管，有效的解决了温度对辐照试样影响的问题。同时由于辐照监督管中温度探测器设置范围比压水堆要宽，有效的解决了高温气冷堆温度分布不均带来的风险。

4.2　ΔRTNDT修正与低温对比管

石岛湾气冷堆辐照监督大纲借鉴国外高温堆的研究成果，对RG1.99(2)的预测模型进行修正，即采用以RG1.99(2)公式为基础+温度修正值的方式，建立高温气冷堆反应堆压力容器的辐照预测模型，如下式(7)。式中M1为针对高温气冷堆的温度修正值，选取30 ℃，该值借鉴了国外高温堆的研究成果[15]。文献中SA533B-1材料在不同温度下经0.7×1018 n·cm-2 (E>1 MeV)快中子辐照后韧脆转变温度增量及RG1.99(2)公式预测值如下表4所示，温度对预测值的影响最大相差约18 ℃，M1取值30 ℃具有一定的保守性，但由于国外的研究成果试验数据量偏少，其置信度有所欠缺。

yi=β0+β1ix1+β2ix2+β3ix3+α1iz1+α2iz2+α3iz3+α4iz4+α5iz5+α6iz6+α7iz7+εi

 

ΔRTNDT=(CF)f(0.28-0.1logf)+M1　(7)

 

表4　韧脆转变温度增量与辐照温度

 

Table 4　Increment of RTNDT and irradiation temperature

  

辐照温度(℃)韧脆转变温度增量(℃)实测值计算值(RG199-rev2)288222042411632071211966024670

大纲在辐照预测公式上已体现了温度效应，为进一步了解材料在低温辐照下的性能实际变化，在辐照监督管通道低温段增加设置低温对比辐照监督管(超前因子小于1)，用于监测低温辐照下材料的辐照性能变化，同时可以对修正预测公式(M1取值)进行验证。例如按照抽取计划第一根低温对比辐照监督管在第22年抽取时与第一根正常监督管在第7年抽取时的累积辐照中子注量相当，即相当于压力容器内壁10年累积最大中子注量。这两组不同温度下的辐照监督管的试样可获取反应堆压力容器材料在不同温度下的韧脆转变温度增量、屈服强度等参数。两组数据对比，可获取预测公式的保守性。若公式相对保守，则无需修正，若公式不保守，则需要对预测公式进行修正。

5　总结

压水堆反应堆压力容器辐照监督法规、标准体系较为完善，实施方案可操作性强。目前尚没有针对高温气冷堆反应堆压力容器辐照监督的实施标准，基于压水堆相关标准的技术原理，结合高温气冷堆的堆芯物理参数的特点，制定高温气冷堆的辐照监督方案是一个可行的思路。高温气冷堆寿期末中子注量远小于压水堆，辐照脆化带来的安全风险相对较小，但温度修正的保守性还有待实堆验证。

参考文献

[1] 国家核安全局.HAD102-08(1989)核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统[S].北京：中国法制出版社，1998.

[2]国家核安全局.HAD102-17(2006)核动力厂安全评价与验证[S].北京：国家核安全局，2006.

[3]AFCEN.French association for design, construction and in-service inspection rules for nuclear islands components. RCC-M (2002) Design and Construction Rules for Mechanical Components of PWR Nuclear Islands [S]. Paris: AFCEN, 2002.

[4]AFCEN.French society for design, construction and in-service inspection rule for PWR nuclear islands. In-Service inspection rules for the mechanical components of PWR nuclear islands[S]. Paris:AFCEN,1997.

[5]U.S.NRC.The federal government of the United States.10CFR Part50 App.H Reactor Vessel Material Surveillance Program Requirements[S]. Rockville: U.S.NRC,2003.

[6]U.S.NRC.The federal government of the United States.10CFR Part50 App.G Fracture Toughness Requirements[S]. Rockville: U.S.NRC,1995.

[7]U.S.NRC. RG1.99(rev2,1988) RADIATION EMBRITTLEMENT OF REACTOR VESSEL MATERIALS[S]. Rockville: U.S.NRC,1988.

[8]The American Society of Mechanical Engineers. ASME(2004)-III- NB Rules for Construction of Nuclear Facility Components Division 1-Subsection NB Class 1 Components[S]. New York: The American Society of Mechanical Engineer, 2004.

[9]The American Society of Mechanical Engineers. ASME(2013)-III-5 Rules for Construction of Nuclear Facility Components Division 5 High Temperature Reactors[S]. New York: The American Society of Mechanical Engineer, 2013.

[10]American Society for Testing and Materials.ASTM-E185(1982) Standard Practice for Conducting Surveillance Tests for Light-Water Cooled Nuclear Power Reactor Vessels[S].West Conshohocken: American Society forTesting and Materials,1982.

[11] American Society for Testing and Materials.ASTM-E185(2002) Design of Surveillance Programs for Light-Water Moderated Nuclear Power Reactor Vessels[S].West Conshohocken: American Society for Testing and Materials,2002.

[12] American Society for Testing and Materials.ASTM-E2215(2002) Evaluation of Surveillance Capsules from Light-Water Moderated Nuclear Power Reactor Vessels[S].West Conshohocken: American Society for Testing and Materials,2002.

[13] American Society for Testing and Materials.ASTM-E1214 Standard Guide for Use of Melt Wire Temperature Monitors for Reactor Vessel Surveillance[S].West Conshohocken: American Society for Testing and Materials,2002.

[14]华能山东石岛湾核电有限公司.华能山东石岛湾高温气冷堆示范工程辐照监督大纲[R].荣城：华能山东石岛湾核电有限公司,2016.

[15]FAHNMY M H. Effects of Irradiation Temperature on Embrittlement of Nuclear Pressure Vessel Steels[C]. West Consohocken:U.S. 16th International Symposium ASTM STP,1994:1175.