浅析核电厂反应堆压力容器完整性问题

董建磊

(山东核电有限公司山东省烟台265116)

摘要：反应堆压力容器结构完整性是核电厂运行及延寿时需重点关注的问题之一。特别是承压热冲击(PTS)工况下反应堆压力容器结构完整性的验证工作对电厂能否安全运行有重要意义。为验证反应堆压力容器的结构完整性。本文分析了核电厂反应堆压力容器完整性问题。

关键词：核电厂；反应堆压力容器；完整性；

严重事故后期，堆芯熔融物坍塌到压力容器下封头。通过反应堆压力容器外水冷实现熔融物堆内滞留是严重事故缓解措施之一。核电厂采用贯穿件由通量管座和指套管组成。指套管位于通量管座内；指套管外壁和通量管座内壁形成了环形空间；环形空间内有一回路冷却水存在，压力也与一回路相同。指套管通常情况下只有安全壳内气体存在，压力与安全壳压力相同。

1PTS分析

在过冷瞬态下，与反应堆压力容器(RPV)内表面接触的冷却剂的温度将随时间迅速下降，并沿壁厚方向产生温度梯度，由此使容器器壁内的应力状态产生巨大变化。此时，温度梯度与压力载荷在容器内表面将产生很大的拉应力，成为可能存在的表面或埋藏缺陷的I型裂纹张开驱动力。热载荷与压力载荷联合作用的瞬态，即所谓的承压热冲击事件。PTS分析评价就是通过概率或确定性的方法，验证在承压热冲击瞬态下反应堆压力容器的结构完整性能否满足法规规范的要求，为反应堆压力容器的安全运行提供技术支撑。由热冲击引起的容器壁厚内温度的迅速降低，不仅会导致沿容器器壁的应力状态产生巨大变化，同时也会导致容器材料的断裂韧性降低，增加缺陷发生快速断裂的可能性。另一方面，核电厂运行至寿期末时，快中子辐照效应也将导致堆芯带区的断裂韧性大幅下降。考虑热冲击载荷和辐照脆化两方面的影响，容器内表面缺陷和内表面附近的埋藏缺陷最易发生快速断裂，进而贯穿整个壁厚，发生严重事故，甚至导致堆芯熔化。综合考虑上述情况，进行PTS分析时应考虑承压热冲击载荷、材料的辐照脆化以及容器中可能存在的裂纹类缺陷三种因素。

2核电厂反应堆压力容器完整性分析

2.1结构参数。目前，反应堆压力容器筒体区主要采用环形锻件焊接而成，且堆芯带区部分通常不会布置焊缝，因此反应堆压力容器内表面缺陷通常是由内表面堆焊过程引起的环向缺陷。但从承压容器受载荷角度考虑，轴向缺陷对容器的威胁更大，因此分析中将假想缺陷定义为内表面轴向缺陷。假想缺陷尺寸分别按照核电厂部件和管道寿命评价统一程序中适用于高置信度无损检测技术的缺陷深度确定方法选择假想缺陷尺寸。假定缺陷深度为25%壁厚(含堆焊层)，即54.8mm，形状因子a/c为1/3的轴向半椭圆表面缺陷作为研究对象。根据假想裂纹中提供的方法确定最大假想缺陷方法，并考虑安全系数，即取缺陷深度为12mm(不包含堆焊层)，形状因子a/c为0.3的轴向半椭圆表面缺陷为分析对象。目前项目处于引进、消化和吸收阶段，暂时缺乏相关热工水力分析结果。选用了与IAEA组织的CRP9项目相同的PTS瞬态输入，该瞬态是经过大量的分析筛选之后获得的，相对较为保守。同时，该瞬态也是欧盟经合组织核能机构组织的RPV结构完整性分析研究项目中的瞬态。

2.2分析方法。贯穿件受到下封头内积聚的高温熔融物的持续加热，导致壁面发生破裂，熔融物从破口进入贯穿件管道中，由于重力及一回路系统和安全壳之间的压差驱动，熔融物沿贯穿件内部空间向压力容器外流动，贯穿件通量管座可能会因内部的熔融物加热而破裂，导致堆芯熔融物泄漏到堆腔。在通量管座熔化破裂后，熔融物流入通量管座内的环形空间，受到环形空间内的水冷却后凝固，可能会将贯穿件通道堵塞，从而阻止了下封头内熔融物进一步向外流动。堆腔淹没以及贯穿件环形空间内的冷却水对该失效模式有重要的影响。在没有堆腔淹没和环形空间的冷却水时，流入环形空间的堆芯熔融物流动较长的距离，并迁移到堆腔；在有堆腔淹没以及环形空间的冷却水时，堆芯熔融物在贯穿件内流动一段距离后凝固起来，不能迁移到堆腔。由于高温度梯度的作用内部受到压缩，部分厚度的内壁区域因压缩应力而屈服；外部受到拉伸，且拉应力也已超过材料的屈服强度，部分厚度的外壁区域因拉应力而屈服。

2.3焊接关键工艺。焊接是制造过程中十分关键和重要的工艺环节，工作量巨大而且焊接质量关系到反应堆运行时的安全性与经济性。只有中间很小一部分厚度的器壁没有达到屈服，内外两侧大部分壁厚均已屈服，这部分未达到屈服的厚度这是由于结构的不连续，且存在一定的轴向温度梯度所引起。主要焊接工艺是低合金钢窄间隙自动焊、不锈钢带极堆焊、自动钨极氩弧焊、焊条电弧焊、手工钨极氩弧焊等。在设备制造厂乃至现场安装单位已实施的Ω密封焊中，易出现焊道局部未焊透、成形不良和咬边（深度约达单层单焊道1．2mm），以及在熄弧处局部有凹陷问题。这主要是因为：焊接电源电压不稳定，导致电弧电压波动；送丝嘴和送丝枪由于磨损使间隙变大，导致送丝过程中角度和速度跳动；控制电源输出线接头接触不良，导致焊接过程不稳定；熄弧处送丝参数设置和搭接不好，导致接头出现局部凹陷。通过制作1∶1的模拟件，进行模拟焊接试验，实施了以下工艺改进或质量控制措施：一是焊前，检查送丝轮与送丝嘴磨损情况，确保焊接稳定性。每焊5个接头检查1次，不合格则更换；焊接操作人员检查焊丝盘和焊丝量，保证剩余焊丝不少于1/2盘，对少于1/2的焊丝应更换新焊丝盘。钨棒在焊前进行修磨，尺寸要求为：锥度35°～40°，平端直径≤0．5mm，磨削纹路尽量为直线。二是焊前用丙酮清理坡口，必要时用不锈钢抛轮或砂轮打磨机进行打磨，坡口不允许有水、油污、铁锈等存在。依据产品的壁厚和接头间隙选择对应的焊接顺序和参数，制作参数对照表，焊接过程中根据焊道的成形和熔池形状进行微调，调节范围为±5A。焊接电源接在稳压器上，不得直接接在车间供电线路上，并且须对稳压器输出电压提前检查确认。在马鞍形焊缝接管内壁采用曲面校准试块。试块曲率与接管内壁基本一致。选用大晶片、复合材料探头，曲率与接管内壁匹配。原设计要求未对马鞍形焊缝外壁作无损检验要求，在检验规程中增加外壁内控UT检验，采用双晶纵波直探头进行检查。

2.4结构完整性评价。按照反应堆压力容器寿期末实际保守预测值对比，以评价其结构完整性。根据反应堆压力容器温度压力限值报告，寿期末其堆芯带区母材的RTPTS值为34.5°C。假想轴向缺陷深度为25%壁厚时，反应堆压力容器带区材料在寿期末的无延性脆性转变温度RTPTS不能高于51.8°C；假想缺陷深度为12mm时，容器带区材料在寿期末的无延性脆性转变温度RTPTS不能高于60.1°C。由上述分析可见，AP1000TM反应堆压力容器寿期末实际RTPTS值(34.5°C)低于假想瞬态下两类假设缺陷对应的限值，可见其结构完整性是可以满足要求的，也就是说，在上述瞬态条件下反应堆压力容器的结构完整性能够在整个60年寿期内得以保证。

对存在假想反应堆压力容器堆芯筒体带区（堆芯筒体和焊缝）进行了承压热冲击分析研究，反应堆压力容器满足规范要求。本文分析了核电厂反应堆压力容器完整性问题，为后续工作奠定技术基础。

参考文献：

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