反应堆压力容器60年设计寿命研究

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反应堆压力容器(RPV)是压水堆核电厂的关键设备之-，容纳反应堆的堆芯及内部部件，支承控制棒驱动机构和堆顶结构，是放射性安全防护的第二道重要屏障。

核电厂的寿命撒于核蒸汽供应系统的主要设备和构筑物的使用寿命，特别是反应堆压力容器等不可更换设备的设计寿命达到60年，是保证核电厂设计达到同寿命的关键。轻水堆核电站欧洲用户要求文件”和美国的先进轻水堆用户要求文件”都规定不能更换的设备和构筑物，其寿命应达到60年。

目前国内在建机组多为二代改进型(M310)，其RPV设计寿命为40年。国外许多已经运行近40年的核电机组的反应堆压力容器仍能保持完好功能，具有延寿潜力∝止到 2011年 8月，美国已有 71个机组获得美国核管会批准延寿。国际上以AP1000和EPR为代表的三代核电技术反第 30卷第4期 压 力 容 器 总第245期应堆压力容器设计寿命均为60年，国内正在自主研 发 的 如 ACP1000，ACP100，ACPR1000 和CAP1400等三代核电技术，RPV设计寿命均为60年。

从反应堆压力容器材料、结构设计、在役监督等方面出发，通过对比分析 M310，CNP1000，AP1000和 EPR等堆型反应堆压力容器设计，对实现反应堆压力容器 60年设计寿命的影响因素进行探讨，同时结合国内反应堆压力容器的制造情况，提出可在国内自主研发的二代改进型和三代核电技术上实施的满足 60年寿命的几项优化措施。

1 材料设计1.1 辐 照脆化 的评 价反应堆压力容器母材的选择必须综合考虑强度、韧性和辐照脆化等多个方面因素，目前在二代及三代核电技术中广泛应用的均为低合金钢材料16MND5 (ASME SA508，Gr.3，C1.1 )，而主焊缝使用的焊材则是与母材匹配的 EF2或 E8018-G等 J。决定反应堆压力容器寿期的主要因素是材料寿期末的参考无延性转变温度(R 。 )以及上平台能量(USE)。美国 NRC 10CFR Pa150附录 G中规定，反应堆压力容器寿期末的 USE不得低于 68 J；RG 1.994 规定，新电站反应堆压力容器寿期末材料的 ⅣD 不得低于93℃。这两个指标均可用后者来衡量，通常采用式 (1)计算材料寿期末的 。 ：ART初始 尺 胛AR 胛M (1)式中 A尺 寿期末的尺 ，即经辐照而改变后的尺 。

△R ⅣD --尺 。 的改变量- - 安全裕量从式(1)可以看出，在安全裕量确定的情况下，ART撒于初始 和ARTNo 。

业内已有大量理论及试验研究表明，Cu，M，P和 s等元素对低合金钢材料的辐照脆化有较大影响 。

世界各核电大国均有 自己 AR 。 的计算公式，这些公式都考虑两个方面：-是材料的累积快中子注量，二是材料中微量的辐照敏感元素。但所考虑的辐照敏感元素略有不同。如美国的RG 1.99考虑了 Cu和 Ni的影响，法国 RCC-M规范考虑了 Cu和 P的影响，法国RSEMl6 的 FIM与 FIS公式对 Cu，P和 Ni三者都进行了考虑。日本电气协会的JEAC 4201 计算公式中考虑的有害元素与法国 RSEM相同，而在焊缝的AR71Ⅳ。 的计算中，还考虑了 si的影响。

Ni是钢中的合金元素起到细化晶粒、保证综合性能和提高淬透性的作用，应将Ni含量控制在合理范围内。Cu，P，S等杂质元素，应控制在尽量低的水平。因此，在反应堆压力容器设计时对强辐照区材料 Cu，Ni，P和 S含量的要求如表 1所示表 1 辐照敏感元素含量和初始 R 对比项 目 M3l0 CNP1ooo AP1ooo EPR≤0.08(空芯钢锭) Cu/% ≤0.05 ≤0.05 ≤O.06≤0.06(实芯钢锭)Ni/% O.5O～0.8O 0.5O～0.80 ≤O.85 0.50～0.80母材 P/% ≤0.008(空芯钢锭) ≤0.008 ≤0.01 ≤0.008(空芯钢锭)≤0.006(实芯钢锭) ≤0.006(实芯钢锭)S/% ≤0.005 ≤0.005 ≤0.01 ≤0.005初始 RT /。c ≤-20 ≤ -20 ≤ -23.3 ≤-20Cu/% ≤0.O5 ≤0.05 ≤0.06 ≤0.07熔 Ni/% 0.6～1.0 0.6～1.0 ≤0.85 ≤1.2敷 Pl/% ≤0. 010 ≤0.010 ≤0.010 ≤0.010 金属 s/% ≤0.010 ≤0.010 ≤0.010 ≤0.015初始 RT /℃ ≤ -2O ≤-2O ≤-28.9 ≤-30注：M310数据源 自红沿河-期工程。

反应堆压力容器 60年设计寿命研究1.3 小 结通过上述分析并借鉴各堆型 RPV材料的设计要求，对满足 60年寿命设计的 RPV提出如下要求：(1)控制反应堆压力容器主体材料 16MND5低合金钢中辐照敏感元素含量，强辐照区母材中P≤0.008% ，S≤0.005% ，Cu≤0.05% ，0.50% ≤Ni≤0.80%；强辐照区熔敷金属中P≤0.010%，S≤0.010% ，Cu≤0.05% ，0.60% ≤ Ni≤0.85% ；(2)控制反应堆压力容器材料初始 尺 m 强辐照区母材初始 R ≤ -25℃，强辐照区熔敷金属初始R 。 ≤-30℃。

2 结构设计2.1 反应堆压力容器内径与水隙反应堆压力容器结构如图1所示。其中反应堆压力容器内径是反应堆结构设计中的关键参数，通常撒于堆芯燃料装载数量以及堆芯简体与吊篮简体间的下降腔水隙。

图 1 反应堆压力容器结构示意是影响最大的因素。为降低堆芯段简体材料受到的中子注量，在设计时可适当加大堆芯简体的内径，使简体金属最大程度地离开堆芯强辐照区，下降腔水隙增大，快中子注量率降低，从而降低了RPV脆性破坏的可能性。

表2 寿期末累积快中子注量峰值(E>1.0 MeV)对比项 目 水隙/mm 快中子注量/n·cm。

7.69×10M310 245 (40年，负荷因子 75%)8.87×10 AP1000 270(60年 ，负荷因子 93%)1.26×10 EPR 290(60年 ，负荷因子 90%)3.0l×10 CNP1000 295(60年 ，负荷因子 87%)1.197×10 秦山二期 330(40年 ，负荷因子 80%)2.2 焊缝设置由于焊缝熔敷金属的辐照敏感性高于母材，简体环焊缝的设置应尽量避开强辐照区，因此考虑结构改进：(1)堆芯简体上不设置环焊缝；(2)加长堆芯简体的长度，使筒体两端的环焊缝远离活性区；(3)容器法兰 -接管段简体及顶盖均可以采用整体锻件，以减少焊缝数量，降低容器因焊缝失效的可能性。

表 3列出了上述锻件在各堆型中是否采用整体锻件的情况。

表 3 锻件型式及接管连接形式项 目 M310 CNP1000 AP1000 EPR堆芯筒体采用 是 是 是 是整体锻件容器法兰-接管段 选项 是 是 是筒体采用整体锻件顶盖采用整体锻件 选项 否 是 否接管连接形式 set-in set-in set-in set-on表2舢 不同堆型的水隙值和寿期末 RPV 及后内表面累积快中子注量的预测值，虽然计算方法 时采用分体式容器法兰-接管段筒体和分体式顶盖，岭澳二期及和燃料组件数及管理策略有所差异，但水隙无疑 后续机组中整体式和分体式均有采用。

· 20 ·第30卷第4期 压 力 容 器 第245期2.3 底部贯穿件在 M310和 CNP1000等二代改进型 RPV中，堆芯通量测量均是通过下封头上的贯穿件进入堆芯，而 AP1000和 EPR等三代堆型 RPV取消了下封头贯穿件，堆芯通量测量装置由反应堆堆顶进入堆芯，消除了因下封头贯穿件发生泄漏导致冷却剂丧失的事故，同时增加堆芯熔化的抗力，减少在役检查和潜在修补的工作量。

2.4 接管段筒体及接管设计接管中心线的上移，使接管和堆芯顶部之间的垂直距离增加，因此在冷却剂丧失的事故工况下，操作者有更多的时间来阻止堆芯裸露的危险。

采用 set-on形式的接管设计，与通常的 set-in形式相比，改变了接管与简体连接焊缝形式，便于反应堆压力容器的制造，同时更易保证焊缝的质量，两种形式的接管结构如图 2所示。各堆型接管连接形式的比较见表 3。

图2 set-Oil和 set-in形式接管结构2.5 在役监督根据 NRC 10CFR Part.50附录 A的要求，核电厂业主要制定合理的辐照监督计划，在反应堆压力容器的整个寿期内对其材料因中子辐照而发生的性能脆化进行监测。辐照监督计划的内容包括超前因子的确定、辐照监督管在堆内的位置分布和抽绕划等。通过辐照监督计划的制定和实施 ，可以获得 RPV堆芯段材料辐照后的力学性能、脆化程度，为 RPV的力学分析和安全分析提供数据，并为确定在役检查阶段 RPV水压试验的试验温度、升温及降温阶段的压力-温度运行限值曲线等数据提供依据。

目前每台 RPV-般设置 8根监督管，其中5～ 6根用于整个设计寿期内各个运行阶段 的监督，其余备用以应对可能的在役退火处理等情况，同时留存有可以制备 2根辐照监督管所需样品的档案材料。在岭澳二期及后续 M310堆型中，均选择 6根监督管首次入堆的方案，而最后-根监督管抽出后直至寿期末的长时间内，将面临没有监督管在堆内监督的状况。因此，可考虑增加档案材料至4～6根监督管所需样品，为运行后期的监督做准备，也可用于后续延寿的评价。

3 可行性分析3.1 材料性能表4列出了国内已交付和在制的几台 RPV锻件及焊材的实测数据，包括4家 RPV锻件制造厂和2家焊材制造厂。目标值即为前文 1.3节提出的材料杂质元素含量和初始 R 。 控制 目标，可以看出，由于现代冶金技术的发展，该 目标值是完全可以达到的。

表4 反应堆压力容器材料杂质元素含量和初始 实测数据初始R 项 目 Cu/% s/% Pl/%/℃目标值 ≤0.05 ≤0.005 ≤0.008 ≤-25锻 -重 O.03 O.oo2 0.0o5 -32CREUSOT ) 0. 03 0.001 0.004 -30 件上重。 O.03 0.002 0.004 -28.3JSW < 0.03 0.O01 0.0O4 -35焊目标值 ≤0.05 ≤0.010 ≤0.010 ≤ -30KOBELCO< ) 0.02 0.002 O.007 -60 材SAF( ) 0.05 <0.005 <0.01 ≤ -65注：(1)中国第-重型机械集团公司(-重)制造的红沿河 1号 RPV堆芯简体锻件实测数据；(2)法 国 CREUSOT FORGE(CREUSOT)制造的宁德 1号 RPV堆芯简体锻件实测数据；(3)上海重型机器厂有限公司(上重)制造的