1、ICS 27. 120. 10 F 60 备案号：11070-2003J 中华人民共和国核行业标准EJ/T 560一2002代替盯IT560-1991 轻水冷却反应堆压力容器辐照监督Radiat i。nsurve i 11 ance。fpressure vessels f。rLight-Water c。ledReact。rs2002-11-20发布2003-02一01实施国防科学技术工业委员会发布EJ/T 560-2002 目次前言.II 1 范围.1 2 规范性引用文件.1 3 术语和定义.1 4 反应堆压力容器监督试验.4 5 反应堆压力容器监督剂量测定结果外推.10 6 反应堆压力容器监
2、督结果的分析和推断.13 7 反应堆压力容器监督的中子剂量计设计和利用.15 8 反应堆压力容器监督的温度监测计设计和利用.20 附录A（规范性附录）反应堆压力容器监督结果分析和推断规程.23 附录B（规范性附录）中子输运方法在反应堆压力容器监督中的应用.24 附录C（规范性附录）中子谱调整法在反应堆监督中的应用.29 附录D（资料性附录）反应堆压力容器材料辐照脆化预测.36 参考文献.40 EJ/T 560-2002 目。昌参考美国ASTM有关标准最新版本和ASME规范、法国RCC训和RSEM规范以及德国标准KTA3203, 并且根据我国核电厂的具体情况，对EJ/T560-1991进行了修订
3、，修订后的文本作为本标准的第4章，其技术内容涉及压力容器监督试验。本标准还涉及中子剂量测定结果的外推，监督结果的分析和解释，中子剂量计和温度监测计的设计和应用等技术内容，相应的规则分别在本标准的第5章至第8章中给出。为了使本标准成为比较完整而独立的体系，附录A给出了监督结果外推的具体步骤在附录B、附录C中分别规定了中子物理计算以及中子谱调整的原则和方法：在附录D中，推荐了预测压力容器材料辐照脆化的几种模型（公式），供选用。II 本标准的附录A、附录B、附录C是规范性附录，附录D是资料性附录。本标准由中国核工业集团公司提出。本标准由核工业标准化研究所归口本标准起草单位：中国原子能科学研究院反应堆
4、工程研究设计所、核工业第二研究设计院。本标准主要起草人z徐远超、林少非、邓泼献、金青。本标准首次发布于1991年10月。EJ/T 560-2002 轻水冷却反应堆压力容器辐照监督1 范围本标准规定了对于轻水冷却反应堆压力容器中于辐照环境的物理计算一剂量监测、热环境监测和铁素体材料力学性能变化监督试验的要求，用以确定反应堆压力容器安全运行的条件，使之在设计寿期内始终保持其完整性。本标准适用于设计寿期末压力容器筒体内表面最大中子注量大于1x1017n/cm2(ElMeV）的轻水冷却反应堆压力容器的辐照监督。2 规范性引用文件下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款，凡是注日期的引用文件，
5、其随后所有的修改单不包含勘误的内容）或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。GB/T 228一1987金属拉伸试验法GB/T 229一1994金属夏比缺口冲击试验法GB/T 2038-1991 金属材料延性断裂韧度J1c试验方法GB/T 2975-1982 钢材力学及工艺性能试验取样规定GB/T 4161一1984金属材料平面应变断裂韧度Kie试验方法GB/T 4338-1995 金属材料高温拉伸试验方法GB/T 6397-1986 金属拉伸试验试样GB/T 6803-1986 铁素体钢无塑性
6、转变温度落锤试验方法GB/T 12778一1991金属夏比冲击断口测定方法盯IT322-1994 压水堆核电厂反应堆压力容器设计准则盯IT1040-1996 核电厂核岛设备材料理化检验方法ASTM E261-1998 用放射性活化技术测量中子注量率、中子往量和能谱的方法ASTM E693-1994 用原子离位次数表征铁和低合金钢中子辐照特征的实施方法ASTM E844一1997反应堆监督用传感器装置及辐照损害的导则ASTM E900-1987 预测反应堆容器受中子辐照损害的导则ASTM E1005-1995 辐射监测器在反应堆压力容器监督中应用和分析的试验方法ASTM E1018-1995 A
7、STM编制的核截面数据文件的应用实施导则JEAC4201 -1991 反应堆结构的监督试验方法RGI. 99 (2) 反应堆压力容器材料的辐照脆变RSEM一1997(86310) 反应堆压力容器材料中子辐照效应的监督3 术语和定义下列术语和定义适用于本标准。3. 1 环带区beltI ine 直接围绕堆芯燃料组件有效高度的反应堆容器简体区域，以及预计会受到足够的中子辐照损伤的、与上述区域相邻的区域。EJ/T 560-2002 3.2 无延性转变温度（NDn i I-duct i I i ty t rans it ion temperature 用落锤试验方法（GB厅6803-1986）进行试验
8、时，标准落锤试样发生断裂的最高温度。3.3 参考温度（RT,.,)reference tempera ture 选定温度TNDTNDT,，当试验温度不高于TNDr+33时，3个夏比V型缺口（CVN）试样每一个的冲击吸收功不小于68J，侧向膨胀量不小于0.89rnm，则定义所选定的TNDT为参考温度RTNDT试验方法见EJ厅1040-1996.3.4 转变温度增量（ll.RTlflr)transition temperature shift 用未辐照和辐照后的CVN试样测定的最佳拟合（平均）试验曲线在冲击吸收功为41J处的标示温度之差。3.5 裕量（M)margin 包括在调整参考温度内表明数据
9、不确定度的附加值3.6 调整参考温度（ARadjusted reference temperature 根据辐照效应调整后的参考温度，它等于初始的RTNDr加上转变温度增量ll.RTNDr和适当的裕量M，即ART=RT NDT+ LIRT NDT+ M。3. 7 夏比转变温度曲线Charpy transition temperaltrecurve 夏比冲击试验数据（包括冲击吸收功、侧膨胀量和断口形貌）作为试验温度的函数，其曲线范围包括下平台（剪切断裂面积百分率等于或小于5%）、转变区和上平台（剪切断裂面积百分率等于95%或更大）。3. 8 标示温度index temperature 对应于最佳
10、拟合（平均）夏比转变曲线上指定的冲击吸收功、侧膨胀量或断口形貌的温度。3.9 转变区transitionregion 夏比转变温度曲线上韧性随温度升高而迅速增加的区域。就试样的断口形貌而言，其特点在于从以解理（晶状）为主的断裂方式迅速转变为以剪切（纤维状）为主的断裂方式。3. 10 上平台开始onset of upper shelf 与夏比转变温度曲线上某点对应的试验温度，高于该温度全部夏比试样的断口形貌名义上是100%剪切，确定该温度可以采用解理断裂面积百分率等于或小于5%的试样数据。3. 11 上平台能量upper-shelf energy level 试验温度在上平台开始温度以上（但不超
11、过上平台开始温度83）的夏比试样冲击试验（名义上三次）的吸收功平均值。3. 12 超前因子lead factor 监督管内试样的中子注量率（ElMeV)与所代表的反应堆压力容器相应部位内表面最高（峰值）2 中子注量处的中子注量率（ElMeV）之比。3. 13 参比监测试样correlationmonitor EJ/T 560-2002 采用其力学性能和断裂特性对中子辐照脆化的敏感性已知的钢作成CVN的试样。该试样放入监督管内邻近监督试样的位置，其试验结果用于验证中子剂量测定及材料力学性能试验结果的可信性。3. 14 监督管surveillance capsule 置于反应堆压力容器内规定位置并
12、在规定时间取出的圆形或矩形断面的密封长管，其中放置铁素体材料力学性能监测试样、中子剂量计和温度监测计并充有适当压力的惰性气体。3. 15 原子离位次数（dpa)di sp I acements per atom 处于离位辐照环境的固体，每个原子从点阵位置离位的平均次数。3. 16 中子注量率（）neutronfluence rate 在给定的中子能量范围内中子辐照强度的度量：它是中子密度和速度的乘积，单位为nm s-1 或ncm -i. s -i o 注2也可以使用术语中子通量密度（neutronflux density），但术语注量率符合于采用一套统一的术语和ICRU（国际放射性单位和计量委
13、员会）及SI规定的单位目前，术语中子通量被理解为平均中子通量密度（注量率），在核行业内还在被使用3. 17 中子注量（）neutron f luence 中子注量率的时间积分，单位为nm-2或ncm2。3. 18 损伤辐照量damageexposure 用注量和原子离位次数表示的中子（粒子）辐照量的称谓。3. 19 多群模型multigroupmodel 将能谱按一定量的小间隔（E;.E；叶，此处i=L2, . , n）进行细分度的模型。3.20 多群中子注量multigroupneutron fluence 在多群模型能量间隔内的中子注量， r剑帆3. 21 积分中子注量integral n
14、eutron f luence 包括所有能量的中子注量，如f仰。3.22 中子剂量计、探测器、监测计neutron dosimet er, sensor, monitor 为确定中子注量率、注量、中子谱或温度而置于中子场内辐照的器件。例如活度监测计（RM）、固体径迹纪录仪（SSTR）、氮累计注量监测计（HAFM）、损伤监测计(DM）、温度监测计（TM）等。3.23 3 EJ/T 560-2002 中子活化探测器neutron activation detector 具有确定形状、质量、组分和截面并对中子注量敏感的器件。它产生的放射性核素具有足够长的半衰期，以允许从中子场中取出后进行测量。3.2
15、4 反应率reaction rate 单位时间内每个靶核发生特定反应的次数，它也可以解释为单位时间内发生反应的概率。3. 25 活度（A)activity 在给定时刻处于特定能态的放射性核素的量，即dN除以dt的商，此处dN是在时间间隔dt内从该能态发生自发核跃迁的预计值，如dN/dt，单位为Bq.3. 26 铺比cadmiumradio 一种给定的裸中子探测器测量的中子反应率，与包覆特定铺层的同样中子探测器在相同的中子场和相同或等效空间位置测量的中子反应率之比。注：实际上，在各向同性中子场中使用约Imm厚的领过滤层可以得到有意义的实验值3.27 基准中子场benchmark neutron
16、field 充分确定了其特性的中子场。它将提供中子注量以检验实验技术和方法的有效性或进行标定，以及检验截面和其它核数据的有效性。对于反应堆剂量学，已建立下列几种基准中子场：3.27. 1 标准中子场standard neutron field 一个永久的、可重复的中子场，确定其中子注量率和能谱及其伴随的立体分布和角分布至最优精确度。重要的场数据必须被多个实验室比对测量和计算。3.27.2 参考中子场reference neutron field 一个永久的、可重复的中子场，虽然对其特性的确定不如标准中子场，但是对于使用者作为测量参考是可接受的。3.27.3 可控中子场contro门edneut
17、ron field 物理上己充分定性，并且确定了一些谱，用于限定的有效性实验的中子场。3.28 不确定度uncertainty 对于测定量或推导量，根据明确的评估和所有误差源的组合，估计的潜在不准确性。3. 29 测量的可追溯性measurementtraceabi I ity 借助连串的比对，以显示测量与可比较的国家标准或国际公认标准在可接受的不确定度范围之内的一致性。4 反应堆压力容器监督试验4. l 适用范围4. 1. 1 本章规定了对于轻水冷却反应堆压力容器环带区铁素体材料，由于经受中子辐照和热环境所造成的力学性能变化进行监督试验的要求，用以确定反应堆压力容器安全运行的条件，使之在寿期
18、内始终具有充分的防止脆裂的安全裕度，保证其完整性。4. 1. 2 本章适用于设计寿期末环带区简体内表面的预计最大中子注量大于1l017n/cm2 (E lMeV) 的轻水冷却反应堆压力容器。监督对象为环带区铁素体材料。4.2 意义和作用4 EJ/T 560-2002 4.2. 1 在轻水冷却反应堆的设计中，必须预计反应堆压力容器钢的中子辐照效应。在压力容器全寿期内，要考虑辐照效应来适当调整系统运行参数。由于压力容器钢材在中子辐照环境中性能的可变性，制定和实施一个监督大纲，可以有效监控长期处于中子辐照和热环境的特定反应堆压力容器环带区铁素体材料的性能变化。本章包括在制定和实施监督大纲中应考虑的措
19、施，以保证za) 监督管的辐照量与压力容器环带区的辐照量相关联：b) 监督大纲所选的监督材料是那些最可能限制反应堆压力容器运行的材料的样品：c) 监督试验所得的结果能够用于评估反应堆压力容器的辐照效应4.2.2 制定反应堆压力容器的监督大纲时，必须考虑与该反应堆压力容器专用材料相同或相近材料的现有数据。这样的具备相似辐照条件和材料特性的数据总量对预计所监督的材料辐照效应是有用的。随着大量有关数据的积累，并制定完善的监督大纲，将有可能减少对所选反应堆压力容器的监督工作。4. 3 试验材料与取样方法4.3. 1 监督试验的材料应取自用于制造反应堆压力容器环带区的实际材料的全厚度样坯，即取自用于环带
20、区同一块板或锻件的母材金属，以及用同一炉焊丝或焊条和同一批焊药并用焊制环带区焊缝的同一焊接工艺，在相同施焊条件下焊制，并且与环带区母材和焊缝同炉热处理的焊缝金属用于焊制焊缝的母材金属应是在监督大纲中规定的母材金属之一在监督大纲中规定的母材金属和焊缝金属，应该是预计对于确定反应堆压力容器运行的压力温度限值以及补偿运行寿期内辐照效应最有限制作用的、具有寿期末最高调整参考温度的那些材料。如果环带区材料的夏比上平台能量预计在运行寿期内会降到边界水平（在容器筒体1/4厚度位置，68J），在监督管中必须包含该材料的断裂韧度试样。4.3.2 应以调整参考温度为基准评估环带区材料反应堆压力容器每种材料调整参考
21、温度的确定，取决于未辐照材料的参考温度加上转变温度增量和一个合适的裕量（见3.的。参考温度按3.3确定。转变温度增量和夏比上平台能量的下降，与要评估的环带区材料的化学成分和反应堆运行期间的中子注量直接相关可以参考附录D预计转变温度增量和确定裕量，从而得出预计的调整参考温度。对于不熟悉性能的压力容器钢材，应通过实验堆辐照考验，以验证预计的调整参考温度。4. 3.3 监督试验材料所经历的制造工艺（包括热处理）应与环带区材料的完全相同，并应有完整的记录。应按监督试验材料相应的产品规格书的要求记载化学成分分析结果。要分析的化学成分应包括铜、镜、磷、硫、凯，以及对于低合金钢产品常规分析应测定的其它合金元
22、素和残余元素，用分析随意取自母材金属和竣工焊缝金属的至少三个样品来验证。4.3.4 归档材料对于监督大纲中规定的母材金属和焊缝金属，至少要保存足够装载两个附加监督管的试验样坯，并有完整的资料和识别标记。这些试验样坯应是具有全厚度断面形式的原始材料（板、锻件和焊缝）。也应保存指定的热影响区材料用于补充试验。4.3.5 监督试验的试样类型为夏比（V型缺口）冲击试样、拉伸试样和作为补充试验的断裂韧度试样（弯曲试样或紧凑拉伸试样）。试样应按要求取自母材和焊缝金属。试样的形状、尺寸、制备及试验方法应符合GB/T2975-1982、GB/T229-1994、GB/T12778一1991、GB/T228一1
23、987、GB/T4338 一1995、GB/T6397 -1986、GB/T2038-1991要求。4.3.6 监督试样的取样位置和方向应符合如下要求：母材金属的拉伸和夏比冲击试样应取自距容器简体内表面大约四分之一厚度位置。简体厚度的二分之一处不应取做试样。焊缝金属的试样应取自离焊缝根部及焊缝表面各大于12.7mm的中间部位的焊缝内。焊缝试验材料的选取以及试样在其中的方位如图1所示。母材金属的拉伸和夏比冲击试样的主轴应平行于材料表面并垂直于板的主轧制方向或锻件的主加工方向。母材金属和焊缝金属的夏比冲击试样的V型缺口的轴线应垂直于材料表面。焊缝的夏比EJ/T 560-2002 冲击试样的主轴应垂
24、直于焊缝中心线，V型缺口应在焊缝中心。焊缝金属的拉伸试样如果其长度完全在焊缝内，则其主轴方向与夏比冲击试样相同，否则其主轴应平行于焊缝中心线。4.3. 7 试样的数量对于未辐照的基础试样，建议每种材料提供24个夏比冲击试样，其中至少18个试样用于对每种材料（母材金属、焊缝金属和参比监测材料）各确定一条包括完整的转变温度和上平台能量的曲线。6个剩下的夏比冲击试样应予以保存，用于在超过数据离散条件时提供补充数据。建议每种材料至少提供6个拉伸试样，用于确定母材金属和焊缝金属未辐照的拉伸性能。至少两个试样应该在室温和在反应堆容器环带区运行温度下试验，其余试样在中间温度下试验以确定温度对拉伸性能的影响。
25、对于辐照试样，每个监督管内试样的最低数量为每种材料（母材金属、焊缝金属、参比监测材料）至少有15个夏比冲击试样和3个拉伸试样，以及适量的断裂韧度试样。在可能的情况下，在监督管内安排更多数量的试样。4. 3.8 参比监测（试样）材料选择辐照效应（转变温度增量）比较清楚井已积累了充分数据的压力容器钢，用作辐照监督参比监测材料。它的功能是独立检验监督试样辐照环境的测量数据监督数据可信性的判断是监督管内的参比材料转变温度增量数据应落在该材料己积累数据的离散带之内。4.3.9 焊缝热影响区的材料不作为必需的监督试验材料，可作为重要的参考和归档材料用于评估异常情况。注：经验表明，热影响区材料不必作为监督试
26、验材料对于己运行的核电厂监督管内的热影响区CVN试样，建议将它们的试验数据作为参考，不作为调整系统运行参数（压力温度限值曲线）的依据4.4 监督试样的辐照要求4.4. 1 试样、剂量监测计和温度监测计应封装在耐腐蚀材料制成的监督管中，管内为惰性环境，以防止在长期的辐照过程中试样及监测计表面受腐蚀而损伤监督管要设计成使管内温度尽可能接近反应堆容器所经历的温度。监督管的刚性应足够大，并保证光洁和平直，以防止在辐照过程中试样和监测计的机械性损伤，并便于在运行寿期内从反应堆压力容器中抽取和更换。试样应密集布置在监督管中，以避免位置差异。监督管外的支撑件和连接件以及在堆内固定方式等设计、加工与装配，要预
27、防因焊接引起结构材料性能劣化，要避免监督管及其操作与反应堆压力容器在役检查相互影响，并能保证在反应堆压力容器服役寿期内的完整性，还应考虑在非正常工况下的保护。4.4.2 监督管应布置在反应堆压力容器内表面附近，使试样的辐照历程在系统实体约束所允许的情况下尽可能跟踪反应堆压力容器环带区所经历的中子谱、温度变化和最大中子注量。选择超前因子应以减少将试样监测结果外推到反应堆压力容器本体的计算不确定度为原则，并尽可能扩大监督大纲对反应堆压力容器全寿期内材料性能变化的监测能力。监督试样的超前因子不应超过5，宜为23，不宜低于2。在超前因子大于5时，应采用参比监测材料或一种相似特性的材料来验证数据的有效性
28、。在反应堆压力容器服役寿期内，个别监督管内试样的超前因子可能因燃料管理的变化而变化。补充试验的试样可以布置在更接近堆芯的位置，以加速辐照。补充试验的监督管位置及固定方式应在反应堆设计、建造阶段预备妥当。4.4.3 中子剂量计用于监督管的中子剂量计应符合第7章和附录B的要求。所选的剂量计组应能提供有关快中子注量和注量率、能谱，热中子注量和注量率、铁原子离位次数（dpa）和离位率（dpa/s）的信息。剂量计应布置在反应堆压力容器内的每个监督管内和每个加速监督管内（如果使用）并应记入文挡。如果预计的抽取时间表将会导致延迟获得注量数据，也可采用单独的剂量计监督管，独立监测辐照环境中子剂量计可以是金属片
29、、金属丝等，利用受中子辐照发生核反应产生的活性来测量中子辐照6 剂量。参照第7章选择剂量计材料EJ/T 560-2002 旦旦，a 材料选取JL b 取样方位中心线, 焊缝试样焊缝中，心线E取样方位局部放大图1焊缝试验材料的选取以及试样在其中的位置和方向7 EJ/T 560-2002 4.4.4 温度监测计由于监督管的设计特点产生的试样辐照温度与预计温度之间的较大差别，以及反应堆冷却剂温度的变化，都能影响监督材料因辐照引起的性能变化程度。而监督管内不能装备仪表，所以采用低熔点金属或易熔合金作为监测辐照温度变化的监测计。在监督大纲中应按第8章选择温度监测计，以提供试样最高辐照温度的证据，显示监督
30、管的难于预知的温度。一套温度监测计布置在监督管内预计温度最高的试样附近，另一套可以布置在监督管内的其它位置，以确定温度分布。用作温度监测计的合金或纯金属的选择应参照第8章。一套监测计的测温间隔应为58，记录最高辐照温度。4.4.5 监督管数量和抽取时间表应提供足够数量的监督管来监测反应堆压力容器在其全寿期内中子辐照的影响。确定监督管数量的主要因素是预计的转变温度增量或寿期末的中子注量以及上平台能量下降等。除此而外，为了监测堆芯的重大变化或容器在役退火的效果，以及为评估环带区裂纹要提供断裂韧度数据，都需要附加监督管。监督管的数量通常为46根，对于新型压水堆或材料辐照效应不熟悉的压力容器，可为81
31、0根，此外还应保留至少2根备用监督管对于备用监督管而言，建议保存全厚度断面的材料，不要提前作成试样装入监督管，因为在若干年后对试样型式和尺寸的选择也许会改变。4.3.4中的归档材料可用于装载附加的监督管。监督管抽取时间应根据压力容器内表面峰值注量方位的中子注量预计值、相应的转变温度增量预计值和监督管的数量进行安排。第一根监督管宜安排在早期抽取，以验证监督试验材料对真实辐照环境的响应与预计值的符合程度。最后一根监督管的辐照应超过寿期末容器内表面峰值中子注量预计值。中间几根监督管的抽取时间宣安排在首末之间的适当时间。为确定抽取时间表，应估计出寿期末容器内表面峰值中子注量和每根监督管的超前因子，并计
32、算出监督管注量达到寿期末的容器内表面峰值中子注量时的等效满功率年。通常超前因予高的监督管先抽取。早期抽取的监督管可以验证反应堆压力容器压力温度运行限值是否适当。由于燃料管理变化引起超前因子或中子注量率变化，因此监督管抽取时间表应定期调整。抽取时间必须与换料日期相结合。在先前的监督管试验结果己知后再做出何时抽取最终监督管的决定。4.5 辐照环境测定4. 5. 1 温度环境用温度监测计监测监督管内试样的最高辐照温度。如果监测值与预计的监督管辐照温度的差异超过14，应对运行条件和运行历程进行分析，以确定各阶段的温度偏差持续时间和相应的偏离值。4.5.2 中子辐照环境按第5章和附录B确定监督试样的中子
33、注量率、中子能谱和中子注量以及反应堆容器峰值注量方位的相应中子场数据。用于这些计算的特定方法应载于文档。用调整的（见附录C）或剂量计测量验证的计算谱来确定中子注量率和注量值（E0. lMeV和PlMeV）以及dpa/s和dpa值。4. 6 辐照效应的确定4.6. 1 辐照效应的确定主要是比较监督试样辐照前、后力学性能的变化，确定转变温度增量( 6. RINor），用于修定压力容器运行压力一温度限值曲线，并决定在运行后期是否要进行退火处理。原则上调整参考温度不应超过93，实际控制的ART最好不高于67，否则造成水压试验困难。4.6.2 拉伸试验按GB/T228-1987、GB/T4338-199
34、5进行。每种材料（母材金属、焊缝金属）辐照前应在室温、工作温度和一个中间温度下进行拉伸试验，以确定强度与温度间的关系。辐照后的试样应分别在室温、工作温度以及中间温度下进行试验。拉伸试验要按照标准的规定测定屈服强度、拉伸强度、断裂载荷、断裂强度、断裂应力、总伸8 EJ/T 560-2002 长率、均匀伸长率和断面收缩率，由辐照前、后对比给出强度的升高值及延性的下降值，必要时可辅以硬度试验（选项）。4.6.3 夏比冲击试验与测定按照GB/T229一1994和GB/T12778-1991进行，适当选择未辐照试样的试验温度，以建立完整的转变温度曲线辐照后的试样的冲击试验除建立转变温度曲线外，重点是确定
35、冲击吸收功为41J及68J、侧膨胀值为0.89mm时的标示温度和上平台能量。标示温度可由最佳拟合（平均）曲线获得。用辐照前、后的对应标示温度之差表示辐照引起的相应转变温度增量。用辐照前、后上平台能量之差表示上平台能量变化（6. lJS/!) o未辐照的初始上平台能量应不低于102J,寿期末的上平台能量应不低于68J。4.6.4 断裂韧度试验（选项）按照GB/T2038-1991并参考GB/T4161一1984进行，测定的平面应力断裂韧度作为拉伸试验和夏比冲击试验数据的补充。4.6.5 进行试验的试验机，包括测量及记录仪表，都应按质量保证规定和有关的国家标准及要求进行标定、调整，以保证试验结果的
36、有效性和精确度。4. 6.6 试验过的试样以及试验过程中的记录、结果评定等都应予以妥善保存，以便必要时查阅和验证，不可轻易处置。4. 7 辐照监督报告4. 7. l 辐照监督报告的内容4. 7. 1. l 监督计划的内容和说明a) 监督管在压力容器内的位置：b) 压力容器的焊缝位置：c) 容器筒体峰值注量所处的位置：d) 试样相对于容器内表面峰值注量处的超前因子：e) 试样在监督管中的排列图（包括力学性能试样、中子剂量计、温度监测计的位置）：f) 监督管提取计划：g) 监督材料的选择（包括环带区母材和焊缝金属的化学成分、力学性能、生产工艺、材料的来源和初始参考温度RT11:）。4.7.1.2
37、监督试样和监测计的描述a) 试样分别在母材和焊缝金属中的取样位置和方向图：b) 记录监督材料的制造工艺与容器材料制造工艺之间的差别：c) 试样的设计图：d) 中子剂量计和温度监测计的描述。4. 7. 1. 3 监督试验结果a) 试样来源和原始材料检验证明（包括化学成分和力学性能）：b) 辐照后的监督试样的超前因子：c) 试验设备的说明及检定证明：d) 拉伸试样辐照前、后的性能（包括完整的应力应变曲线、屈服强度或屈服点、抗拉强度、断裂载荷、断裂强度、断裂应力、均匀伸长率和总伸长率、断面收缩率等），试验温度：e) 冲击试样辐照前、后的性能（包括冲击吸收功、断口形貌、侧膨胀量与试验温度的关系曲线，4
38、1J、68J、50%及0.89mm对应的标示温度，上平台能量(US！）及AUSE，初始参考温度、调整参考温度）：f) 断裂韧度试样辐照前、后的性能（包括J1c和Kie值），试验温度（如果已做）：g) 中子剂量监测结果（包括中子注量率、中子能谱和中子注量）：h) 温度监测结果（监督管最高辐照温度的估计）。4. 7. 1. 4 试验结果的应用9 EJ/T 560-2002 a) 将测定的转变温度增量与预计的转变温度增量进行比较，中子注量监测值与预计值比较：b) 将中子注量率和注量以及材料断裂特性的测定结果外推至反应堆容器内表面、（1/4)T、（3/4)T 峰值注量方位：c) 将监督结果应用于系统运
39、行压力温度限值曲线的修定：d) 根据监督结果对其后的监督管抽取时间是否要变更提出建议4. 7.2 辐照监督报告的要求4. 7.2. 1 在监督报告中，应注明监督实施情节与本标准不一致之处或特殊情况，并应详细说明。4. 7.2.2 对于各个单项试验和计算（包括各项力学性能试验、中子往量测定和物理计算等），应当单独写出详细的技术报告，以保证辐照监督技术资料的完整性和系统性。在监督报告中，应包括不符合项报告。5 反应堆压力容器监督剂量测定结果外推5. 1 适用范围5. 1. 1 本章叙述的分析和分析一实验措施，可用于确定监督管位置与压力容器壁内各点之间中子辐照量（El.OMeV的注量、dpa等）、辐
40、照率（注量率、dpa/s等）及能谱的差别。对带有己知不确定度的分析结果的报告程序也提出了建议。提供了动力堆有效的中子物理计算一剂量测定一材料监督数据关联、外推和内插的步骤。本章主要涉及压力容器监督大纲有关中子物理计算一剂量测定方面的问题。5. 1.2 根据本章的原则确定的中子物理计算一剂量测定关系，并且运用附录D推荐的预测公式可以估算压力容器辐照损伤5.2 意义和作用5. 2. 1 目的与要求压力容器监督的目的是：a) 监测反应堆压力容器环带区的铁素体材料因中子辐照和热环境引起的断裂韧度变化：b) 使用监督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利用第4章得出的材料力学性能
41、数据和本章、第7章及附录B、附录C得出的（氏。功物理计算一剂量测定数据，确定材料性能劣化与中子辐照量之间的关系，这种关系通常叫做“倾向曲线”。为了得到压力容器壁内各点的倾向曲线，要求利用选定的倾向曲线和按照本章原则得出的合适的（民B.z)中子场数据，完成必要的空间及时间内插和外推。5.2.2 确定中子场特性要达到5.2.1所述的第二个目的，任务是复杂的，其步骤综合于附录A中e要做到这些，需要用一定的参数来描述压力容器壁内所选择的各点（只功的中子场。这些参数可能与时间有关，或者是所关心的堆服役期内的时间平均值只有将中子输运计算与监督管测量、中子剂量计材料的基准辐照以及堆芯功率分布（包括与时间有关
42、或时间平均）相结合才能得出可靠的中子场数据。因为堆芯功率分布可能随时间变化，在核电厂寿期初获得的监督管测定数据，对于反应堆长期运行可能没有代表性。因此，中子输运计算对特定监督管剂量测定数据的简单归一化，似乎不能满意地解决反应堆全寿期内的问题。附录B、附录C可以提供关于确定压水堆（PWR）中子场数据的详细规则。5.2.3 断裂力学分析目前，对于正常开堆和停堆（其瞬态对压力容器产生影响）的运行限制，是根据ASME锅炉和压力容器规范概述的断裂力学技术确定的。这个规范要求假设压力容器有一表面缺陷，其深度等于压力容器厚度的四分之一。另外，事故瞬态（承压热冲击（PTS）可能涉及到评估容器壁内各种深度裂纹的
43、影响。这样，就需要有关压力容器内的中子辐照量和对应辐照损伤的空间分布及其随着时间的可能变化等资料。在这方面，第4章对于制定轻水冷却反应堆压力容器最低要求的辐照监督大钢、选JO 择材料和评估监督样品试验结果给出了指导原则。5.2.4 中子谱的影晌和dpaEJ/T 560-2002 运行着的动力堆中子场分析表明，压力容器壁内中子谱的形状沿着径向变化。沿着径向从压力容器的内表面到外表面，t(ElMeV）衰减与命衰减的比率约为2.0/1.0。与注量（El.OMeV)相比，dpa与材料性能劣化的关系更加密切，因此这两个量都要计算和报告。5.2.5 压力容器监督大纲5.2.5. 1 反应堆压力容器监督管内
44、的中子监测计可以测定堆内接近容器壁的各处（监督管位置）的中子注量和住量率。在实施中，监督管在堆内所处的方位角可能与最大中子辐照量的方位角不同（或者与假设裂纹的方位角及轴向位置不同），与裂纹以及压力容器壁的径向距离为几厘米或更大。尽管监督管的剂量测定结果提供了特定的中子物理输运计算归一化点，还需要用分析方法提供中子注量空间分布的精确表达（见附录B）。5.2.5.2 借助于从压力容器内表面取下少量样品（50mglOOmg）测定中子注量，以进一步核实压力容器内表面的中子注量计算。从测得的“Mn，吨。和最终的93Nb活度，可以确定压力容器内表面的快中子注量分布和最大值。将这些数据与监督管剂量测定数据比
45、较，也可以得出超前因子。5.2.5.3 商用反应堆中子场计算表明，压力容器内表面不同方位角处中子辐照量的最大比值约为3. 0/1. 0。在压力容器外面的堆坑内的中子剂量监测结果可用于确定容器壁内各点的物理计算精确度。第6章推荐用容器外堆坑剂量测定结果来验证中子物理输运计算结果。5.3 分析过程5.3. 1 基本方法外推的基本方法是用经过校验的输运计算（见附录B），提供压力容器壁内（r.（）斗各点的中子场数据，并利用附录D推荐的措施计算材料性能劣化的数据。从堆坑和监督管测得的中子剂量数据用来调整输运计算结果，以确保输运计算的有效性。用附录C的指导原则完成计算结果的调整。确定压力容器壁内选定各点。
46、.z）中子场数据计算结果的不确定度时，耍利用监督管内剂量计测定结果。必须认识到，由于堆芯功率分布随时间的变化（由于给定周期内的燃起，或者一个周期与另一个周期的燃料装载差别），监督管的扰动影响以及剂量测定的实验影响，使问题复杂化，在所选择的计算和调整方法中必须考虑这些影响。5. 3.2 空间外推5.3.2. 1 中子输运计算程序通常，从堆芯到压力容器外面生物屏蔽层的中子和Y场的计算需用二维（(r，的，（口）输运程序。计算应遵照附录B的原则和方法，参照剂量测定结果对中子谱进行调整时应遵循附录C。程序计算应包括：a）基准检验一一计算和调整过程都应当用具有确定结果的参量进行试算，以作恰当的基准检验。b
47、) 计算步骤一一见附录A。在计算中，应当采取下列步骤：1) 堆芯功率分布一一像第6章叙述的那样，使用扩散计算或输运计算得到有效的时间平均堆芯功率分布，但无论是哪种情况，结果的准确性要通过实验验证。与时间有关的处理也是可接受的，但是对于留给外推的问题要做适当的文档记载。2) 堆芯外区一一使用恰当的监督管模型和适当的堆芯外部区域模型（适合的程度取决于是否用压力容器外部剂量测定结果对外推结果进行了验证），完成整个堆芯外区中子场输运计算。应当核实所有区域内的中子平衡以确保计算收敛，进而按照附录B的要求校准输运计算。5.3.2.2 中子剂量计分析对于任何一套给定的剂量监测计分析，应利用输运计算结果算出单个剂量计的总反应数或反应II EJ
