第29卷第4期(增刊)
2008年8月
文章编号:0258-0926(2008)04(S1)-0080-03
核动力工程
Nuclear Power Engineering
V ol. 29. No.4(S1)Aug.
2008
核反应堆压力容器材料辐照监督试样
力学性能试验中的质量控制
蒋国富，伍晓勇
（中国核动力研究设计院，成都，610005）
摘要：反应堆压力容器材料辐照监督试验的工作内容主要包括监督管的堆内提取与装/卸车操作、监督管解体及探测器块切割、温度监测器检查、冲击和拉伸试验以及试样的长期贮存与检查等。项目质量控制通过控制过程质量来实现，关键在于制定完善且具有良好可操作性的的程序文件、加强人员培训和过程控制并持续改进。通过质量控制和质量管理，已完成的10根监督管共700余个辐照试样均获得有效而可靠的数据，试验数据的可信度大于等于95%。
关键词：核电站；压力容器；辐照监督；质量控制中图分类号：TL351. 6文献标识码：A
1引言
轻水堆压力容器(RPV)材料常用低合金铁素体钢，在运行时承受高温、高压、流体冲刷、腐蚀、中子辐照等影响，如果运行温度、压力超过
限制条件，存在诱发突然断裂的危险。因此，在核电站运行过程中，必须随堆监测RPV 材料由于中子辐照引起的力学性能变化，以便对可能存在的断裂风险进行评估。
辐照监测的方法是在堆内热屏蔽层与RPV 内壁之间放置监督管，定期抽取后对材料试样进行力学性能检验，结合中子注量测量结果评价RPV 材料的中子辐照脆化效应，预测RPV 的使用寿命，并对核电站运行限值提出合理建议。
中国核动力院(NPIC)目前承担着大亚湾核电站1#、2#机组，岭澳核电站1#、2#机组以及秦山第二核电厂1#、2#机组共6台机组的压力容器材料的辐照监督试验，自1998年大亚湾核电站第一根辐照监督管(2#机组U 管) 解体切割至今，已圆满完成了10批辐照监督试验。辐照监督试验的工作内容主要包括监督管的堆内提取与装/卸车操作、监督管及探测器块切割、温度监测器检查、冲击和拉伸试验以及试样的长期贮存与检查等。本文从程序文件的完善、人员培训、过程监视与控制等
几方面，简要介绍了在辐照监督试样力学性能试验中采取的质量管理和质量控制方法。
2程序文件的完善
“有法可依”、“有章可循”是质量管理和质
量控制的基础。要求制定完善的程序文件，对工作程序、方法以及相关技术要求进行详细的规定。
1998年以来，先后针对大亚湾核电站、秦山第二核电厂、岭澳核电站分别制定了完整的试验程序，包括《监督管装/卸车操作程序》、《监督管解体切割程序》、《温度监测器检查程序》、《拉伸试验程序》、《冲击试验程序》、《监督试样的标识与保存》等，涵盖了监督试验项目全部工作内容。程序文件的完善，不仅体现在内容的全面性，同时还具有良好的可操作性。例如，《大亚湾核电站辐照监督管解体切割程序》(第1版) 中规定，在切割探测器盒时从正面下刀以保证切割面平齐。但是在实际操作中发现，按照这种方法切割，刀片的刚度难以保证切割质量。在进行模拟试验后，对程序进行了修改升版，将探测器盒的切割改为从侧面棱边处下刀，并预先在正面对应位置切出一道痕迹以观察进刀是否水平，很好地解决了操作困难问题。
收稿日期：2008-05-20；修回日期：2008-06-15
第29卷第4期(增刊)
2008年8月
文章编号:0258-0926(2008)04(S1)-0080-03
核动力工程
Nuclear Power Engineering
V ol. 29. No.4(S1)Aug.
2008
核反应堆压力容器材料辐照监督试样
力学性能试验中的质量控制
蒋国富，伍晓勇
（中国核动力研究设计院，成都，610005）
摘要：反应堆压力容器材料辐照监督试验的工作内容主要包括监督管的堆内提取与装/卸车操作、监督管解体及探测器块切割、温度监测器检查、冲击和拉伸试验以及试样的长期贮存与检查等。项目质量控制通过控制过程质量来实现，关键在于制定完善且具有良好可操作性的的程序文件、加强人员培训和过程控制并持续改进。通过质量控制和质量管理，已完成的10根监督管共700余个辐照试样均获得有效而可靠的数据，试验数据的可信度大于等于95%。
关键词：核电站；压力容器；辐照监督；质量控制中图分类号：TL351. 6文献标识码：A
1引言
轻水堆压力容器(RPV)材料常用低合金铁素体钢，在运行时承受高温、高压、流体冲刷、腐蚀、中子辐照等影响，如果运行温度、压力超过
限制条件，存在诱发突然断裂的危险。因此，在核电站运行过程中，必须随堆监测RPV 材料由于中子辐照引起的力学性能变化，以便对可能存在的断裂风险进行评估。
辐照监测的方法是在堆内热屏蔽层与RPV 内壁之间放置监督管，定期抽取后对材料试样进行力学性能检验，结合中子注量测量结果评价RPV 材料的中子辐照脆化效应，预测RPV 的使用寿命，并对核电站运行限值提出合理建议。
中国核动力院(NPIC)目前承担着大亚湾核电站1#、2#机组，岭澳核电站1#、2#机组以及秦山第二核电厂1#、2#机组共6台机组的压力容器材料的辐照监督试验，自1998年大亚湾核电站第一根辐照监督管(2#机组U 管) 解体切割至今，已圆满完成了10批辐照监督试验。辐照监督试验的工作内容主要包括监督管的堆内提取与装/卸车操作、监督管及探测器块切割、温度监测器检查、冲击和拉伸试验以及试样的长期贮存与检查等。本文从程序文件的完善、人员培训、过程监视与控制等
几方面，简要介绍了在辐照监督试样力学性能试验中采取的质量管理和质量控制方法。
2程序文件的完善
“有法可依”、“有章可循”是质量管理和质
量控制的基础。要求制定完善的程序文件，对工作程序、方法以及相关技术要求进行详细的规定。
1998年以来，先后针对大亚湾核电站、秦山第二核电厂、岭澳核电站分别制定了完整的试验程序，包括《监督管装/卸车操作程序》、《监督管解体切割程序》、《温度监测器检查程序》、《拉伸试验程序》、《冲击试验程序》、《监督试样的标识与保存》等，涵盖了监督试验项目全部工作内容。程序文件的完善，不仅体现在内容的全面性，同时还具有良好的可操作性。例如，《大亚湾核电站辐照监督管解体切割程序》(第1版) 中规定，在切割探测器盒时从正面下刀以保证切割面平齐。但是在实际操作中发现，按照这种方法切割，刀片的刚度难以保证切割质量。在进行模拟试验后，对程序进行了修改升版，将探测器盒的切割改为从侧面棱边处下刀，并预先在正面对应位置切出一道痕迹以观察进刀是否水平，很好地解决了操作困难问题。
收稿日期：2008-05-20；修回日期：2008-06-15