彭志珍

(蘇州熱工研究院有限公司深圳分公司，深圳 518124)

在CPR1000壓水堆核電站中，作為固定和包容堆芯燃料組件和堆內(nèi)構(gòu)件的設(shè)備，反應(yīng)堆壓力容器(RPV)是防止放射性物質(zhì)外逸、維持一回路壓力和溫度的關(guān)鍵設(shè)備[1,2]。通常來說，RPV屬于不可更換部件，其壽命決定了整個核電廠的運行壽命[3]。因此，對RPV性能變化趨勢的研究是核電站壽命管理中的最重要課題之一。RPV在全壽期內(nèi)受中子輻照場、溫度場以及應(yīng)力場等的共同作用，材料機械性能逐漸劣化，材料的強度提高，塑性及韌性會嚴重下降，無塑性在溫度升高時，增大了RPV脆斷的風(fēng)險。

CPR1000通過輻照監(jiān)督試驗并結(jié)合材料輻照脆化預(yù)測模型來監(jiān)測RPV材料因中子輻照而引起的機械性能變化，輻照脆化預(yù)測模型可評估反應(yīng)堆繼續(xù)運行的安全性[4-8]。輻照監(jiān)督試驗結(jié)果用于評估RPV快速斷裂的風(fēng)險、驗證預(yù)測的參考轉(zhuǎn)變溫度(RTNDT)曲線以及確定一回路水壓試驗的溫度，為核電站壽命管理提供基礎(chǔ)數(shù)據(jù)；在管理程序上，核電站通過編制輻照監(jiān)督大綱來規(guī)定RPV材料輻照監(jiān)督試驗的內(nèi)容和實施的基本要求。為此，將裝有輻照監(jiān)督試驗的輻照監(jiān)督管安裝在RPV堆芯吊籃外壁的保持架上，根據(jù)反應(yīng)堆運行情況定期抽取監(jiān)督管后的樣品進行相關(guān)試驗，判定RPV運行后的中子輻照脆化效應(yīng)[9-12]。

CPR1000由年度換料模式改為18個月?lián)Q料模式之后，由于堆芯及換料周期的延長[13-15]，必然對輻照監(jiān)督產(chǎn)生影響，輻照監(jiān)督大綱也需要做出相應(yīng)調(diào)整。

1 CPR1000機組RPV材料輻照監(jiān)督介紹

1.1 反應(yīng)堆壓力容器

國內(nèi)某核電廠CPR1000RPV選用法國AFNOR 16MND5(相當于美國A508 CL3)參照RCC-M規(guī)范[16]設(shè)計制造。母材的化學(xué)成分見表1。

表1 RPV母材的化學(xué)成分(Wt.%)

RPV的主要設(shè)計參數(shù)如下所示：

—設(shè)計壓力(表壓)：17.23MPa

—運行壓力(表壓)：15.5MPa

—水壓試驗壓力(表壓)：22.8MPa

—設(shè)計溫度：343℃

—冷卻劑(進口/出口)溫度：292.4℃/327.6℃

1.2 輻照監(jiān)督管和力學(xué)試樣

該核電廠每臺機組備有8 根輻照監(jiān)督管，其中6 根(編號分別為：U、V、Y、Z、S 和T)在首次裝料前裝載于RPV中，另外2根(編號分別為W、X)保留備用。在這些輻照監(jiān)督管中裝有力學(xué)性能試樣、中子通量探測裝置和溫度監(jiān)測裝置三類試樣。其中，每根輻照監(jiān)督管裝載有60個夏比V型(CV)試樣、9個拉伸試樣、12個緊湊拉伸試樣和1個彎曲試樣(具體裝載類型和數(shù)量見表2)，分別用于夏比V型沖擊試驗、拉伸試驗、緊湊拉伸試驗和彎曲試驗等力學(xué)性能試驗。

表2 該核電廠輻照監(jiān)督管中力學(xué)性能試樣裝載明細表

1.3 輻照監(jiān)督管提取計劃

輻照監(jiān)督管在RPV內(nèi)的安裝布置如圖1所示：Z、S、T管安裝在與RPV主軸夾角為17°的位置，超前因子為2.79；U、V、Y管安裝在與RPV縱軸及橫軸夾角為20°上，超前因子(將監(jiān)督管內(nèi)試樣的快中子注量峰值與反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)表面快中子注量峰值之比定義為“超前因子”)為2.46。

圖1 輻照監(jiān)督管在RPV內(nèi)的周向布置方位圖(俯視圖)Fig.1 Capsule orientation in relation of RPV axes (top view)

輻照監(jiān)督管在RPV中布置的位置相對于RPV內(nèi)壁而言，更靠近堆芯。因此，在相同的輻照時間內(nèi)，受照的中子劑量一般是RPV內(nèi)壁的2～3倍，即超前因子為2～3。如果已知超前因子，根據(jù)輻照監(jiān)督試驗結(jié)果就可提前預(yù)測RPV材料的輻照脆化性能。根據(jù)有關(guān)監(jiān)管部門的定期安全評審要求，該電站應(yīng)在進行相應(yīng)的安全評審時獲得RPV材料運行10、20、30、40、50、60年后預(yù)測的性能數(shù)據(jù)作為參考。因此，根據(jù)輻照監(jiān)督管裝載位置的超前因子和要求的RPV內(nèi)壁等效輻照時間，該核電廠兩臺機組輻照監(jiān)督管的提取計劃見表3。

表3 該核電廠兩臺機組的輻照監(jiān)督管提取計劃

2 18個月?lián)Q料對輻照監(jiān)督的影響分析

2.1 實施18個月?lián)Q料后的換料周期長度

該核電廠兩臺機組18個月?lián)Q料項目實施長短循環(huán)交替的方式，其平衡循環(huán)時間分別為17、19個月。

2.2 對累積中子通量和超前因子的影響

RPV材料的輻照脆化效應(yīng)主要由材料初始性能與運行環(huán)境共同決定。其中運行環(huán)境中的最主要決定因素是RPV材料的累積中子通量。RPV累積中子通量主要受運行事件、負荷因子和堆芯裝載方案的影響。經(jīng)計算，該機組40年壽期末設(shè)計的RPV內(nèi)壁最大快中子(E>1.0MeV)通量為7.69×1019n·cm-2(標準堆芯裝載，平均負荷因子為75%)。若由年度換料模式改為18個月?lián)Q料模式，為減少RPV材料的輻照脆化效應(yīng)，延長RPV的使用壽命，將通過采用低泄漏堆芯裝載方案來降低RPV內(nèi)壁的累積中子通量。18個月?lián)Q料的堆芯裝載方式對RPV累積中子通量的影響主要體現(xiàn)在以下3個方面：

(1)堆芯外圍組件(尤其是平端組件)的功率水平將下降，導(dǎo)致壓力容器內(nèi)表面快中子通量率下降；

(2)堆芯外圍組件的燃耗增加，裂變中子譜變化，快中子穿透能力變強，導(dǎo)致RPV內(nèi)壁快中子通量率上升；

(3)導(dǎo)致負荷因子增加，快中子輻照時間增加，RPV快中子通量增加。

從計算結(jié)果來看，在負荷因子90%的情況下，RPV內(nèi)壁中子能量大于1.0MeV的快中子峰值通量在堆芯平面以上約60cm處，40年末的峰值通量為5.32×1019n·cm-2，60年末的峰值通量為7.98×1019n·cm-2。在負荷因子提高了15%的情況下，40年末的峰值通量降低了30.8%；即使延壽20年，60年末的峰值通量也僅升高了3.8%。從獲得美國核管會(NRC)批準延壽20年的核電站來看，運行60年后其RPV內(nèi)壁受到的最大快中子通量僅有5.77×1019n·cm-2，比該核電廠60年壽期末的7.98×1019n·cm-2低27.7%。因此，為減少RPV材料的輻照脆化效應(yīng)，延長RPV使用壽命，有必要采用低泄漏的堆芯裝載方案。

另外，RPV內(nèi)壁圓周方向17°位置和20°位置的輻照監(jiān)督管的超前因子分別增大至約3.273 和3.011。

在ASTM E185—82[17]中輻照監(jiān)督管超前因子的推薦值為1～3。E185給出超前因子上限推薦值的主要考慮是將力學(xué)性能試樣的試驗結(jié)果外推到RPV內(nèi)壁時，使不確定度盡量最小化，且更利于監(jiān)測整個壽期內(nèi)RPV材料的性能變化。但由于在反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)設(shè)計過程中，很難完全保證超前因子均滿足在1～3之間的要求，而且，隨著中子通量計算工具的發(fā)展，超前因子和中子通量計算的誤差也日益降低，超前因子的大小對于相關(guān)計算結(jié)果準確性的影響也越來越小。因此，ASTM E185—82及其后續(xù)的升版標準中，均只對超前因子提出推薦值，并未強制要求其值在1～3之間。該核電廠兩臺機組18個月?lián)Q料后，17°和20°位置處的中子超前因子均大于3，但基于以上分析，其對反應(yīng)堆壓力容器輻照監(jiān)督試驗的實施并不會造成明顯的不利影響。

2.3 對輻照監(jiān)督管提取計劃的影響

超前因子的變化必然引起輻照監(jiān)督管提取計劃的改變。18個月?lián)Q料模式下的輻照監(jiān)督管提取計劃見表4。

表4 18個月?lián)Q料模式下該核電廠輻照監(jiān)督管提取計劃

如果根據(jù)U、V、Z、Y、S、T管提取后的輻照監(jiān)督試驗結(jié)果表明RPV需要進行退火處理，可使用W管和X管。例如，若RPV的退火處理安排在第53年進行，T管的輻照時間將減少到16年，由于其相應(yīng)的超前因子為3.273，代表RPV累計的輻照時間為52.37年，其試驗結(jié)果表明了RPV材料退火處理前的狀態(tài)。W管在第37年插入17°位置，并且在RPV退火處理(第53年)后立即取出，W管內(nèi)試樣的結(jié)果將反映RPV堆芯段材料經(jīng)歷了53年輻照并經(jīng)退火處理后的性能。X管與W管同時插入17°位置，并在退火處理后很短的時間內(nèi)(1.5年)取出，其試驗結(jié)果可反映堆芯段材料經(jīng)退火處理再輻照后性能下降的速度。

2.4 對40年壽期末RPV內(nèi)壁快中子通量周向分布的影響

在年度換料情況下，負荷因子為75%時，40年末反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)壁快中子通量(E>1.0MeV)徑向分布曲線如圖2所示。

圖2 年度換料情況下RPV內(nèi)壁40年壽期末快中子通量徑向分布曲線Fig.2 Fast neutron flux circumferential distribution curve of RPV inner wall at the end of 40-year-life under yearly refueling mode

在18個月?lián)Q料情況下，負荷因子為90%時，40年末反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)壁快中子通量徑向分布曲線(E>1.0MeV)如圖3所示。

圖3 18個月?lián)Q料情況下RPV內(nèi)壁40年壽期末中子通量周向分布曲線Fig.3 Fast neutron flux circumferential distribution curve of RPV inner wall at the end of 40-year-life under 18-month refueling mode

從圖2和圖3可以看出，RPV快中子通量峰值出現(xiàn)在徑向角度為360°位置(即0°位置)。

2.5 對40年壽期末RPV內(nèi)壁快中子通量軸向分布及環(huán)帶區(qū)的影響

RPV壽命主要取決于E>0.1MeV 的快中子對其的輻照效應(yīng)，快中子對材料的輻照損傷脆化起主導(dǎo)作用。因此，需要計算壽期末RPV內(nèi)壁快中子通量的軸向分布情況，據(jù)此確定壽期末快中子通量超過1.0×1018n·cm-2的RPV內(nèi)壁區(qū)域(即環(huán)帶區(qū))并定期對其實施在役檢查。

在年度換料情況下，40年壽期末RPV內(nèi)壁中子通量軸向分布曲線及環(huán)帶區(qū)位置如圖4所示，其中壓力容器環(huán)帶區(qū)高度約為456cm。

而在18個月?lián)Q料情況下，負荷因子為90%時，40年壽期末RPV內(nèi)壁中子通量軸向分布曲線及環(huán)帶區(qū)位置如圖5所示，其中壓力容器環(huán)帶區(qū)高度約為478cm(從堆芯中平面以下230cm至堆芯中平面以上248cm)。相比年度換料模式，18個月?lián)Q料模式下環(huán)帶區(qū)有所擴大，在役檢查區(qū)域范圍也應(yīng)相應(yīng)調(diào)整。

圖4 年度換料情況下40年壽期末RPV內(nèi)壁中子通量軸向分布曲線及環(huán)帶區(qū)位置Fig.4 Fast neutron flux axial distribution curve of RPV inner wall and core beltline region at the end of 40-year-life under yearly refueling mode

圖5 18個月?lián)Q料情況下40年壽期末RPV內(nèi)壁中子通量軸向分布曲線及環(huán)帶區(qū)位置Fig.5 Fast neutron flux axial distribution curve of RPV inner wall and core beltline region at the end of 40-year-life under 18-month refueling mode

3 CPR1000輻照監(jiān)督改進建議

3.1 輻照監(jiān)督管裝載數(shù)量及提取計劃

該核電廠兩臺機組設(shè)計壽命為40年，但考慮需延壽至60年，在RPV中首次裝載6根輻照監(jiān)督管，定期提取進行輻照監(jiān)督試驗以提供電站運行10年、20年、30年、40年、50年和60年后的RPV輻照脆化性能數(shù)據(jù)。同時考慮到NB/T 20220—2013[18]的要求，準備了2根備用的輻照監(jiān)督管。

對于輻照監(jiān)督管提取計劃，考慮到電站60年的運行壽命中，電站可能改變堆芯裝載方案，而這種改變可能較大幅度地改變RPV中子通量，如首次裝載6根輻照監(jiān)督管，則在機組運行不到20年就已全部提取完畢，這樣如果在后40年運行期間裝載方案發(fā)生重大改變，就只能使用備用的輻照監(jiān)督管。因此在編制輻照監(jiān)督大綱、制定輻照監(jiān)督管裝載方案時，可考慮首次只裝載3根，剩下的3根可在后期分批次裝入。

3.2 輻照監(jiān)督管力學(xué)性能試樣裝載方案

在最新修訂的《輕水冷卻反應(yīng)堆壓力容器輻照監(jiān)督》中，要求每個監(jiān)督管內(nèi)輻照試樣的最低數(shù)量為每種材料(母材金屬、焊縫金屬)至少15個CV試樣、5個拉伸試樣、8個緊湊拉伸試樣(母材)，并沒有要求放置彎曲試樣，這是因為在現(xiàn)有試驗條件下，無法得到準確的彎曲試驗數(shù)據(jù)；彎曲試樣的數(shù)量只有1個，根本無法滿足斷裂韌度評估要求；此外，彎曲試樣的體積較大，如果不放置該試樣而改為放置更多數(shù)量的CV試樣，更有利于得到可靠的試驗結(jié)果。

CPR1000機組的RPV因制造工藝較為先進，取消了堆芯活化區(qū)的焊縫，熱影響區(qū)試樣已經(jīng)沒有太大意義，且在ASTM E185—02及其后續(xù)版本中均不要求放置熱影響區(qū)試樣。這樣，所騰出的空間可用來裝載更多母材沖擊和拉伸試樣。

3.3 參考材料及試樣

為了比較不同反應(yīng)堆壓力容器輻照監(jiān)督試驗，通常選用鋼材作為參考材料，其材料力學(xué)性能對中子輻照脆化的敏感性相近，具有豐富的輻照數(shù)據(jù)(不同中子通量、輻照溫度下材料性能的變化數(shù)據(jù))，采用此材料制成CV試樣并放入監(jiān)督管內(nèi)，該試驗結(jié)果用于驗證材料力學(xué)性能試驗結(jié)果的可信性。例如，大亞灣核電站的參考試樣就可用法國EDF同一塊材料做試驗數(shù)據(jù)進行比對，以驗證大亞灣參考材料試驗數(shù)據(jù)的有效性。

中廣核集團在建及已建CPR1000機組已有十余臺，如果參考試樣都取自同一參考材料，將為輻照監(jiān)督試驗結(jié)果提供有效的驗證手段。

4 結(jié)論

(1)CPR1000在18個月?lián)Q料情況下，因采用低泄漏堆芯裝載方案，在負荷因子從75%提高到90%的情況下，40年壽期末RPV內(nèi)壁最大快中子通量值從7.69×1019n·cm-2下降為5.32×1019n·cm-2，如延壽至60年，則壽期末RPV內(nèi)壁最大快中子通量值為7.98×1019n·cm-2。因此，這種換料情況將使RPV材料輻照損傷顯著減少，有利于延長反應(yīng)堆壓力容器使用壽命。

(2)同國際上同類相比，該CPR1000的60年壽期末RPV內(nèi)壁快中子通量偏高，有必要研究采用低泄漏的堆芯裝載方案以減少RPV中子輻照損傷。

(3)由于堆芯裝載方案的改變，輻照監(jiān)督管超前因子、輻照監(jiān)督管的輻照時間以及提取計劃、40年壽期末RPV內(nèi)壁快中子通量圓周分布曲線、40年壽期末RPV內(nèi)壁快中子通量軸向分布曲線及環(huán)帶區(qū)位置均相應(yīng)發(fā)生變化，該電廠RPV輻照監(jiān)督相關(guān)的程序文件需要作適應(yīng)性修改，RPV役前及在役檢查期間的檢驗范圍也要發(fā)生相應(yīng)變化。