淺析核電廠反應(yīng)堆壓力容器完整性問題

馬濤

摘要：核電反應(yīng)堆壓力容器（RPV）是核電站的主要設(shè)備，直接影響到核電站的安全運(yùn)行。為確保反應(yīng)堆壓力容器的完整性，需要重點(diǎn)關(guān)注設(shè)計(jì)、制造、安裝和運(yùn)行過程中涉及的問題。反應(yīng)堆壓力容器的結(jié)構(gòu)完整性是核電廠運(yùn)行和延壽需要關(guān)注的關(guān)鍵問題之一。驗(yàn)證反應(yīng)堆壓力容器的結(jié)構(gòu)完整性，特別是在壓力熱沖擊（PTS） 條件下，對于電廠的安全運(yùn)行至關(guān)重要。本文對核電站反應(yīng)堆壓力容器的完整性問題進(jìn)行了詳細(xì)的分析。

關(guān)鍵詞：核電站;反應(yīng)堆壓力容器;完整性

一、引言

在發(fā)生事故時，堆芯熔體坍塌到壓力容器的下封頭，通過反應(yīng)堆壓力容器外的水冷實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆內(nèi)殘留熔融材料是嚴(yán)重事故的緩解措施之一。核電站使用由通量管插座和指套組成的貫穿件，在指定位在通量管板上的套管，套筒外壁與通量管板內(nèi)壁形成環(huán)形空間，環(huán)形空間內(nèi)有一回路冷卻液，壓力進(jìn)行循環(huán)，在安全殼內(nèi)僅包含氣體的套管，其壓力等于安全殼內(nèi)的壓力。

二、核電站反應(yīng)堆壓力容器完整性分析

（1）結(jié)構(gòu)參數(shù)

目前，反應(yīng)堆壓力容器筒體區(qū)域主要采用環(huán)鍛焊接，堆芯帶區(qū)域通常不采用焊接布置。因此，反應(yīng)堆壓力容器的內(nèi)表面缺陷通常是由于內(nèi)表面處理造成的圓周缺陷。但是，從施加在壓力容器上的載荷來看，軸向缺陷對容器的威脅更大，因此在分析中，假設(shè)缺陷被定義為內(nèi)表面的軸向缺陷。根據(jù)適用于核電站部件和管道壽命評估集成過程中的高可靠性無損檢測技術(shù)的缺陷深度確定方法來選擇假想缺陷尺寸。假設(shè)缺陷深度為壁厚（包括表面層）的25%，即54.8 mm，則采用形狀因子為a/c為1/3的軸向半橢圓表面缺陷。根據(jù)為假設(shè)裂縫提供的方法確定最大假設(shè)故障方法，并考慮安全因素。目前，可以選擇與IAEA 主持的CRP9 項(xiàng)目相同的PTS 瞬態(tài)輸入，經(jīng)過大量分析和篩選得到的瞬態(tài)相對保守。

（2）分析方法

滲入液被積聚在下封頭中的熱熔體不斷加熱，導(dǎo)致壁破裂。熔體因破裂而進(jìn)入滲透管。由重力和主回路系統(tǒng)與安全殼之間的壓差驅(qū)動。沿貫通件內(nèi)部空間流出壓力容器的熔體內(nèi)部的熔融材料受熱使貫通件通量管板破裂，使堆芯內(nèi)的熔融材料流入反應(yīng)堆腔體。磁通管支架熔化破裂后，熔體流入磁通管支架的環(huán)形空間，被環(huán)形空間中的水冷卻，然后凝固，可以堵塞穿透件的通道，防止熔化。從較低的部分流向外部，堆腔被淹沒，穿透件環(huán)形空間內(nèi)的冷卻劑對失效模式有顯著影響。在沒有反應(yīng)堆腔體溢流和環(huán)形空間冷卻劑的情況下，進(jìn)入環(huán)形空間的堆芯熔體流走并進(jìn)入反應(yīng)堆腔體。與堆芯熔體滲透保持一定距離，當(dāng)反應(yīng)堆腔溢流時，環(huán)形空間冷卻劑會凝固，無法進(jìn)入堆腔。由于高溫梯度，壓縮應(yīng)力會壓縮內(nèi)壁面積的一小部分厚度。外壁被拉伸，拉應(yīng)力超過材料的屈服強(qiáng)度，外壁面積因拉應(yīng)力而屈服其厚度的一部分。

（3）焊接工藝

焊接是制造過程中非常關(guān)鍵的環(huán)節(jié)，工作量大，焊接質(zhì)量關(guān)系到反應(yīng)堆運(yùn)行過程中的安全和經(jīng)濟(jì)。焊接時只有中間壁厚的一小部分是屈服的，而內(nèi)外表面的大部分壁厚是屈服的，這部分沒有達(dá)到屈服厚度，特定軸向溫度梯度的結(jié)構(gòu)和存在。主要焊接工藝有低合金鋼窄間隙自動焊、不銹鋼帶材表面處理、自動氬鎢弧焊、電極電弧焊、手工氬鎢弧焊等。在設(shè)備制造商和現(xiàn)場安裝的設(shè)備實(shí)施的 密封焊縫中，可能會出現(xiàn)局部未焊透、焊道成形不良和咬邊。這主要是因?yàn)楹附与娫措妷翰环€(wěn)定，造成電弧電壓波動。磨損會增加送絲噴嘴和送絲槍之間的間隙，導(dǎo)致焊絲的角度和速度跳躍。送絲過程中，控制電源輸出線接頭接錯，導(dǎo)致焊接。過程不穩(wěn)定。由于送絲參數(shù)設(shè)置和滅弧點(diǎn)重疊不良，接頭部分凹陷。通過1：1模擬零件生產(chǎn)，進(jìn)行模擬焊接試驗(yàn)和工藝改進(jìn)或質(zhì)量控制措施，例如：在焊接前檢查送絲輪和送絲嘴的磨損情況，確保穩(wěn)定的焊接。每焊接5個接頭檢查一次，如果不合格則需要進(jìn)行更換。焊工檢查焊絲盤和焊絲數(shù)量，確保剩余焊絲盤大于1/2盤，否則需要用新的線盤更換。鎢棒在焊前進(jìn)行拋光，磨削線盡量平直。二是焊前用丙酮清洗坡口。如有必要，使用不銹鋼砂輪或砂輪磨床進(jìn)行研磨。槽內(nèi)不得有水、油、銹等。根據(jù)產(chǎn)品的壁厚和接頭間距，選擇相應(yīng)的焊接順序和參數(shù)，制作參數(shù)對照表，根據(jù)焊道形狀和熔池形狀微調(diào)焊接工藝。焊接電源不直接接車間供電線路，而是接穩(wěn)壓器，必須事先檢查和確認(rèn)穩(wěn)壓器的輸出電壓。鞍型焊接接頭內(nèi)壁采用彎曲矯直試塊。選用大芯片和復(fù)合探頭，曲率與管內(nèi)壁相匹配，在檢測程序中增加外壁內(nèi)控UT檢測，使用雙晶縱向直線探頭進(jìn)行檢測.

（4）結(jié)構(gòu)完整性評估

在反應(yīng)堆壓力容器壽命結(jié)束時，對實(shí)際保守預(yù)測進(jìn)行比較以評估結(jié)構(gòu)完整性。根據(jù)反應(yīng)堆壓力容器的溫壓極限報(bào)告，其壽命末期堆芯區(qū)母材的RPTTS值為34.5%。假設(shè)軸向缺陷深度為壁厚的25%時，反應(yīng)堆壓力容器區(qū)材料壽命結(jié)束時的非韌脆轉(zhuǎn)變溫度RPTTS不能高于51.8%。對于12 mm的假設(shè)缺陷深度，報(bào)廢容器區(qū)材料的材料非韌脆轉(zhuǎn)變溫度RPTTS不能高于60.1 C。從以上分析可以看出，AP1000TM反應(yīng)堆壓力容器壽命末期，實(shí)際RPTTS值（34.5）低于假設(shè)瞬態(tài)兩種假設(shè)故障對應(yīng)的限值，可以看到結(jié)構(gòu)完整性可以滿足=要求。也就是說，在上述瞬態(tài)條件下，反應(yīng)堆壓力容器的結(jié)構(gòu)完整性可以保證60年以上的使用年限。

結(jié)語

對假設(shè)反應(yīng)堆壓力容器的堆芯筒面積（堆芯筒和焊縫）進(jìn)行了承壓熱沖擊分析和研究，反應(yīng)堆壓力容器滿足規(guī)范要求。本文對核電站反應(yīng)堆壓力容器的完整性進(jìn)行分析，為后續(xù)工作奠定技術(shù)基礎(chǔ)。

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