淺析核電廠反應堆壓力容器完整性問題

馬濤

摘要：核電反應堆壓力容器（RPV）是核電站的主要設備，直接影響到核電站的安全運行。為確保反應堆壓力容器的完整性，需要重點關注設計、制造、安裝和運行過程中涉及的問題。反應堆壓力容器的結構完整性是核電廠運行和延壽需要關注的關鍵問題之一。驗證反應堆壓力容器的結構完整性，特別是在壓力熱沖擊（PTS） 條件下，對于電廠的安全運行至關重要。本文對核電站反應堆壓力容器的完整性問題進行了詳細的分析。

關鍵詞：核電站;反應堆壓力容器;完整性

一、引言

在發生事故時，堆芯熔體坍塌到壓力容器的下封頭，通過反應堆壓力容器外的水冷實現反應堆內殘留熔融材料是嚴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壁形成環形空間，環形空間內有一回路冷卻液，壓力進行循環，在安全殼內僅包含氣體的套管，其壓力等于安全殼內的壓力。

二、核電站反應堆壓力容器完整性分析

（1）結構參數

目前，反應堆壓力容器筒體區域主要采用環鍛焊接，堆芯帶區域通常不采用焊接布置。因此，反應堆壓力容器的內表面缺陷通常是由于內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，假設缺陷被定義為內表面的軸向缺陷。根據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的缺陷深度確定方法來選擇假想缺陷尺寸。假設缺陷深度為壁厚（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。根據為假設裂縫提供的方法確定最大假設故障方法，并考慮安全因素。目前，可以選擇與IAEA 主持的CRP9 項目相同的PTS 瞬態輸入，經過大量分析和篩選得到的瞬態相對保守。

（2）分析方法

滲入液被積聚在下封頭中的熱熔體不斷加熱，導致壁破裂。熔體因破裂而進入滲透管。由重力和主回路系統與安全殼之間的壓差驅動。沿貫通件內部空間流出壓力容器的熔體內部的熔融材料受熱使貫通件通量管板破裂，使堆芯內的熔融材料流入反應堆腔體。磁通管支架熔化破裂后，熔體流入磁通管支架的環形空間，被環形空間中的水冷卻，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，穿透件環形空間內的冷卻劑對失效模式有顯著影響。在沒有反應堆腔體溢流和環形空間冷卻劑的情況下，進入環形空間的堆芯熔體流走并進入反應堆腔體。與堆芯熔體滲透保持一定距離，當反應堆腔溢流時，環形空間冷卻劑會凝固，無法進入堆腔。由于高溫梯度，壓縮應力會壓縮內壁面積的一小部分厚度。外壁被拉伸，拉應力超過材料的屈服強度，外壁面積因拉應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鍵的環節，工作量大，焊接質量關系到反應堆運行過程中的安全和經濟。焊接時只有中間壁厚的一小部分是屈服的，而內外表面的大部分壁厚是屈服的，這部分沒有達到屈服厚度，特定軸向溫度梯度的結構和存在。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。在設備制造商和現場安裝的設備實施的 密封焊縫中，可能會出現局部未焊透、焊道成形不良和咬邊。這主要是因為焊接電源電壓不穩定，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，導致焊接。過程不穩定。由于送絲參數設置和滅弧點重疊不良，接頭部分凹陷。通過1：1模擬零件生產，進行模擬焊接試驗和工藝改進或質量控制措施，例如：在焊接前檢查送絲輪和送絲嘴的磨損情況，確保穩定的焊接。每焊接5個接頭檢查一次，如果不合格則需要進行更換。焊工檢查焊絲盤和焊絲數量，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行研磨。槽內不得有水、油、銹等。根據產品的壁厚和接頭間距，選擇相應的焊接順序和參數，制作參數對照表，根據焊道形狀和熔池形狀微調焊接工藝。焊接電源不直接接車間供電線路，而是接穩壓器，必須事先檢查和確認穩壓器的輸出電壓。鞍型焊接接頭內壁采用彎曲矯直試塊。選用大芯片和復合探頭，曲率與管內壁相匹配，在檢測程序中增加外壁內控UT檢測，使用雙晶縱向直線探頭進行檢測.

（4）結構完整性評估

在反應堆壓力容器壽命結束時，對實際保守預測進行比較以評估結構完整性。根據反應堆壓力容器的溫壓極限報告，其壽命末期堆芯區母材的RPTTS值為34.5%。假設軸向缺陷深度為壁厚的25%時，反應堆壓力容器區材料壽命結束時的非韌脆轉變溫度RPTTS不能高于51.8%。對于12 mm的假設缺陷深度，報廢容器區材料的材料非韌脆轉變溫度RPTTS不能高于60.1 C。從以上分析可以看出，AP1000TM反應堆壓力容器壽命末期，實際RPTTS值（34.5）低于假設瞬態兩種假設故障對應的限值，可以看到結構完整性可以滿足=要求。也就是說，在上述瞬態條件下，反應堆壓力容器的結構完整性可以保證60年以上的使用年限。

結語

對假設反應堆壓力容器的堆芯筒面積（堆芯筒和焊縫）進行了承壓熱沖擊分析和研究，反應堆壓力容器滿足規范要求。本文對核電站反應堆壓力容器的完整性進行分析，為后續工作奠定技術基礎。

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