18個月換料對CPR1000反應堆壓力容器輻照監督的影響

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構件的設備，反應堆壓力容器(RPV)是防止放射性物質外逸、維持一回路壓力和溫度的關鍵設備[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在全壽期內受中子輻照場、溫度場以及應力場等的共同作用，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脆斷的風險。

CPR1000通過輻照監督試驗并結合材料輻照脆化預測模型來監測RPV材料因中子輻照而引起的機械性能變化，輻照脆化預測模型可評估反應堆繼續運行的安全性[4-8]。輻照監督試驗結果用于評估RPV快速斷裂的風險、驗證預測的參考轉變溫度(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數據；在管理程序上，核電站通過編制輻照監督大綱來規定RPV材料輻照監督試驗的內容和實施的基本要求。為此，將裝有輻照監督試驗的輻照監督管安裝在RPV堆芯吊籃外壁的保持架上，根據反應堆運行情況定期抽取監督管后的樣品進行相關試驗，判定RPV運行后的中子輻照脆化效應[9-12]。

CPR1000由年度換料模式改為18個月換料模式之后，由于堆芯及換料周期的延長[13-15]，必然對輻照監督產生影響，輻照監督大綱也需要做出相應調整。

1 CPR1000機組RPV材料輻照監督介紹

1.1 反應堆壓力容器

國內某核電廠CPR1000RPV選用法國AFNOR 16MND5(相當于美國A508 CL3)參照RCC-M規范[16]設計制造。母材的化學成分見表1。

表1 RPV母材的化學成分(Wt.%)

RPV的主要設計參數如下所示：

—設計壓力(表壓)：17.23MPa

—運行壓力(表壓)：15.5MPa

—水壓試驗壓力(表壓)：22.8MPa

—設計溫度：343℃

—冷卻劑(進口/出口)溫度：292.4℃/327.6℃

1.2 輻照監督管和力學試樣

該核電廠每臺機組備有8 根輻照監督管，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。在這些輻照監督管中裝有力學性能試樣、中子通量探測裝置和溫度監測裝置三類試樣。其中，每根輻照監督管裝載有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性能試驗。

表2 該核電廠輻照監督管中力學性能試樣裝載明細表

1.3 輻照監督管提取計劃

輻照監督管在RPV內的安裝布置如圖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(將監督管內試樣的快中子注量峰值與反應堆壓力容器內表面快中子注量峰值之比定義為“超前因子”)為2.46。

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

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

表3 該核電廠兩臺機組的輻照監督管提取計劃

2 18個月換料對輻照監督的影響分析

2.1 實施18個月換料后的換料周期長度

該核電廠兩臺機組18個月換料項目實施長短循環交替的方式，其平衡循環時間分別為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主要由材料初始性能與運行環境共同決定。其中運行環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。經計算，該機組40年壽期末設計的RPV內壁最大快中子(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個月換料模式，為減少RPV材料的輻照脆化效應，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內壁的累積中子通量。18個月換料的堆芯裝載方式對RPV累積中子通量的影響主要體現在以下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，導致壓力容器內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，導致RPV內壁快中子通量率上升；

(3)導致負荷因子增加，快中子輻照時間增加，RPV快中子通量增加。

從計算結果來看，在負荷因子90%的情況下，RPV內壁中子能量大于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，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內壁圓周方向17°位置和20°位置的輻照監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性能試樣的試驗結果外推到RPV內壁時，使不確定度盡量最小化，且更利于監測整個壽期內RPV材料的性能變化。但由于在反應堆結構設計過程中，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計算結果準確性的影響也越來越小。因此，ASTM E185—82及其后續的升版標準中，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個月換料后，17°和20°位置處的中子超前因子均大于3，但基于以上分析，其對反應堆壓力容器輻照監督試驗的實施并不會造成明顯的不利影響。

2.3 對輻照監督管提取計劃的影響

超前因子的變化必然引起輻照監督管提取計劃的改變。18個月換料模式下的輻照監督管提取計劃見表4。

表4 18個月換料模式下該核電廠輻照監督管提取計劃

如果根據U、V、Z、Y、S、T管提取后的輻照監督試驗結果表明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，其試驗結果表明了RPV材料退火處理前的狀態。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管內試樣的結果將反映RPV堆芯段材料經歷了53年輻照并經退火處理后的性能。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(1.5年)取出，其試驗結果可反映堆芯段材料經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年末反應堆壓力容器內壁快中子通量(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個月換料情況下，負荷因子為90%時，40年末反應堆壓力容器內壁快中子通量徑向分布曲線(E>1.0MeV)如圖3所示。

圖3 18個月換料情況下RPV內壁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在徑向角度為360°位置(即0°位置)。

2.5 對40年壽期末RPV內壁快中子通量軸向分布及環帶區的影響

RPV壽命主要取決于E>0.1MeV 的快中子對其的輻照效應，快中子對材料的輻照損傷脆化起主導作用。因此，需要計算壽期末RPV內壁快中子通量的軸向分布情況，據此確定壽期末快中子通量超過1.0×1018n·cm-2的RPV內壁區域(即環帶區)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內壁中子通量軸向分布曲線及環帶區位置如圖4所示，其中壓力容器環帶區高度約為456cm。

而在18個月換料情況下，負荷因子為90%時，40年壽期末RPV內壁中子通量軸向分布曲線及環帶區位置如圖5所示，其中壓力容器環帶區高度約為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個月換料模式下環帶區有所擴大，在役檢查區域范圍也應相應調整。

圖4 年度換料情況下40年壽期末RPV內壁中子通量軸向分布曲線及環帶區位置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個月換料情況下40年壽期末RPV內壁中子通量軸向分布曲線及環帶區位置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輻照監督改進建議

3.1 輻照監督管裝載數量及提取計劃

該核電廠兩臺機組設計壽命為40年，但考慮需延壽至60年，在RPV中首次裝載6根輻照監督管，定期提取進行輻照監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輻照脆化性能數據。同時考慮到NB/T 20220—2013[18]的要求，準備了2根備用的輻照監督管。

對于輻照監督管提取計劃，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生重大改變，就只能使用備用的輻照監督管。因此在編制輻照監督大綱、制定輻照監督管裝載方案時，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 輻照監督管力學性能試樣裝載方案

在最新修訂的《輕水冷卻反應堆壓力容器輻照監督》中，要求每個監督管內輻照試樣的最低數量為每種材料(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，這是因為在現有試驗條件下，無法得到準確的彎曲試驗數據；彎曲試樣的數量只有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量的CV試樣，更有利于得到可靠的試驗結果。

CPR1000機組的RPV因制造工藝較為先進，取消了堆芯活化區的焊縫，熱影響區試樣已經沒有太大意義，且在ASTM E185—02及其后續版本中均不要求放置熱影響區試樣。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

為了比較不同反應堆壓力容器輻照監督試驗，通常選用鋼材作為參考材料，其材料力學性能對中子輻照脆化的敏感性相近，具有豐富的輻照數據(不同中子通量、輻照溫度下材料性能的變化數據)，采用此材料制成CV試樣并放入監督管內，該試驗結果用于驗證材料力學性能試驗結果的可信性。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據進行比對，以驗證大亞灣參考材料試驗數據的有效性。

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，將為輻照監督試驗結果提供有效的驗證手段。

4 結論

(1)CPR1000在18個月換料情況下，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，輻照監督管超前因子、輻照監督管的輻照時間以及提取計劃、40年壽期末RPV內壁快中子通量圓周分布曲線、40年壽期末RPV內壁快中子通量軸向分布曲線及環帶區位置均相應發生變化，該電廠RPV輻照監督相關的程序文件需要作適應性修改，RPV役前及在役檢查期間的檢驗范圍也要發生相應變化。