[发明专利]一种核反应堆安全壳内涂层维修时机的评估方法

摘要

本发明涉及一种核反应堆安全壳内涂层维修时机的评估方法，依次包括以下步骤：（a）测定核反应堆安全壳破口影响区面积S，并计算潜伏涂层碎片质量M1；（b）对破口影响区外核反应堆安全壳的四种涂层系统进行目视检查；（c）接着对所述测试点进行测试并记录测试结果；（d）确定所述四种涂层系统的LOCA模拟测试不合格比例；（e）结合公式2分别计算破口影响区外潜伏碎片的总质量M2；（f）确定反应堆机组正常运行过程中脱落的合格涂层质量M3；（g）确定XCCD和失水事故下生成的全部涂层碎片最大值Mmax；（h）根据公式（3）计算逼近率γ。将评估出的涂层碎片总量量化并与临界涂层碎片量进行对比，来确认是否需要停止核反应进行安全壳内涂层的检修。

主权项

一种核反应堆安全壳内涂层维修时机的评估方法，其特征在于，依次包括以下步骤：（a）测定核反应堆安全壳破口影响区面积S，并结合已知的四种涂层系统厚度H和密度ρ，根据公式（1）计算破口影响区潜伏涂层碎片质量M1；M1=ρ×S×H（1）；（b）对破口影响区外核反应堆安全壳的四种涂层系统PIC100I、PIC151I 、PIC152I和PIC155I进行目视检查，随后将检查结果与标准涂层进行对比确定所述四种涂层系统的不合格比例，分别对应记为Pv0、Pv1、Pv2、Pv5；（c）在破口影响区外所述四种涂层系统上，对目视检查合格的涂层各选择多个测试区域，每个测试区域选取至少六个测试点，接着对所述测试点进行打磨、除屑、用胶水粘上试柱，将所述试柱与测试仪连接进行拉伸力测试，记录测试结果，确定所述四种涂层系统的附着力不合格比例，分别对应记为PA0、PA1、PA2、PA5；（d）在去离子水中加入硼酸和NaOH配制成碱性缓冲液，将所述碱性缓冲液以1×10‑4~1×10‑3m3/ m2·s的流量在120~180℃下喷入装有破口影响区外四种涂层系统试样的容器内，连续喷淋24~50小时后置于温度为23±2℃、相对湿度为50±5％的环境中至少2周，确定所述四种涂层系统的LOCA模拟测试不合格比例，分别对应记为PL0、PL1、PL2、PL5；（e）根据已知的四种涂层系统PIC100I、PIC151I 、PIC152I和PIC155I的质量，分别记为MPIC100I、MPIC151I 、MPIC152I和MPIC155I，结合公式（2）分别计算破口影响区外潜伏碎片的总质量M2； M2=MPIC100I×{[PV0+ PA0（1‑PV0）] +PL0[1‑PV0‑ PA0（1‑PV0）]}+ MPIC151I×{[PV1+ PA1（1‑PV1）] +PL1[1‑PV1‑ PA1（1‑PV1）]}+ MPIC152I×{[PV2+ PA2（1‑PV2）] +PL2[1‑PV2‑ PA2（1‑PV2）]}+ MPIC155I{[PV5+ PA5（1‑PV5）] +PL5[1‑PV5‑ PA5（1‑PV5）]}（2）；（f）对核反应堆安全壳地坑进行目视检查，确定反应堆机组正常运行过程中脱落的合格涂层质量M3；（g）检查核反应堆机组型号，确定反应堆临界涂层碎片量XCCD和失水事故下生成的全部涂层碎片最大值Mmax；（h）根据公式（3）计算逼近率γ，当逼近率γ小于100%时，核反应堆进行常规的维修工作即可；当逼近率γ大于100%时，停止核反应进行安全壳内涂层的检修；（3）。