李上元，王志敏，谢岱良

（广西防城港核电有限公司，广西防城港 538001）

0 引言

为确保核电厂设计寿命及延寿运行期间安全重要设备的老化劣化能够保持在安全裕度以内，需要对重大关键设备进行老化与寿命管理，缓解其老化劣化，以确保在电厂设计寿命及延寿运行期间的安全裕量高于电厂的要求值。核电厂堆内构件（RVI）是指反应堆压力容器内除燃料组件及其相关组件、堆芯测量、辐照样品监督管和隔热套组件以外的所有堆芯支承构件和堆内结构件，属于核安全相关的非承压设备，是核电厂老化管理工作的重点关注内容，也是定期安全审查（PSR）与运行许可证延续论证中的重要组成部分。国内外核电厂发生多起堆内构件老化失效事件，严重威胁核电厂的安全、稳定运行。借助系统的堆内构件老化管理和寿命评价的方法，可及时发现和缓解堆内构件的老化，为维修活动提供技术参考，有效延长设备的服役寿命，确保其安全可靠性。

1 堆内构件老化机理

堆内构件主要由上部堆内构件、下部堆内构件和压紧弹簧、嵌入件等组成，主要材料为奥氏体不锈钢，部分部件采用镍基合金，如嵌入件和紧固件等。堆内构件主要作用如下。

（1）为燃料组件及其他组件体总可靠的支承、压紧和精确的定位，承受堆芯部件全部的载荷并传递给反应堆压力容器；

（2）确保控制棒驱动线的对中，为控制棒运动导向；

（3）构成冷却剂流道，合理分配流量并尽可能减少堆内无效流量；

（4）为压力容器提供热屏蔽，减少它受中子的照射；

（5）为堆内测量提供安装和固定措施；

（6）为压力容器材料辐照监督试验提供存放试样的场所；

（7）在堆芯跌落事故下，为堆芯提供二次支承。

通过对CPR1000 机组堆内构件的基础信息分析，堆内构件典型的老化机理主要包括：应力腐蚀开裂（Stress Corrosion Cracking，SCC）、辐照促进应力腐蚀开裂（Irradiation-Assisted Stress Corrosion Cracking，IASCC）、磨损（Wear）、疲劳（Fatigue）、中子辐照脆化（Irradiation Embrittlement，IE）、热老化（Thermal Aging，TA）、热和辐照促进的应力松弛（Thermal and Irradiation Enhanced Stress Relaxation）、空洞肿胀（Void Swelling）。堆内构件典型的老化效应主要包括、开裂、材料损失、断裂韧性下降、尺寸变化、预应力损失。目前国内外发生的堆内构件老化事件主要涉及到应力腐蚀开裂、疲劳、磨损等，包括中子辐照的影响，已出现的堆内构件部件失效及有关的老化机理见表1。

表1 已发生部件失效的老化机理

2 堆内构件寿命评价分析

堆内构件的寿命评价应建立在堆内构件老化机理分析的基础上，筛选出堆内构件寿命评价关注的部件及评估对象，根据对各部件老化机理的认识深度分别进行状态评价，最后对评价结果进行总结，获取对堆内构件的寿命评价结果。堆内构件寿命评价对象选择的基本原则：①核电领域反馈发生过老化失效或研究关注度比较高的部件及其老化机理；②难以修复或者难以更换的部件；③老化失效会直接或间接影响设备整体运行寿命的部件。

考虑到堆内构件的结构复杂性、辐照剂量高、修复或更换经济成本高等因素，确定堆内构件开展寿命评价关注的部件及其老化机理：①疲劳，关注堆内构件所有部件；②中子辐照脆化，重点关注围板；③磨损，重点关注RIC 指套管；④辐照促进应力腐蚀开裂IASCC，重点关注围板成型板连接螺栓。

2.1 疲劳评估

疲劳指由脉动载荷和温度引起的重复应力或张力循环所导致的结构性能劣化，在周期性的重复加载后，在微观结构破坏处逐渐出现宏观裂纹并持续增长的材料失效现象。EPRI 1013234研究认为，堆内构件寿期内累积疲劳损伤因子CUF 应不超过0.1，否则将不满足服役的要求。

疲劳寿命估算包括裂纹发生和裂缝扩展。通常针对一个具体位置由实际的或设计基准循环载荷给出的疲劳使用因子来估算裂纹发生，在了解所施加载荷的序列和重复频率的基础上预测裂纹发生的时间。

2.2 中子辐照脆化评估

堆内构件材料对辐照脆化都有一定程度的敏感性，材料抗裂纹扩展阻力随着中子注量升高而下降。中子辐照脆化评估需要详细的有限元分析和有足够的相关材料特性数据（如裂纹扩展率、断裂韧性），可通过3 个方面考虑：①中子通量图绘制、计算；②利用辐照脆化所需的中子通量预测结果，预测给定部件辐照脆化的程度；③对运行中更换下来的或发生故障的堆内构件部件进行试验分析。其中快中子注量为快中子注量率与辐照时间的积分，计算公式如下。

式中 φ（t）——程序计算给出的指定位置的快中子注量率，n/cm2·s

t——总的辐照时间，s

φ——指定位置的快中子注量

2.3 磨损评估

磨损指两个材料表面间的相对移动或在硬件作用下引起的材料表面层剥落。由连续磨擦面之间的小幅度振动造成的性能劣化通常为微振磨损；导致两个部件之间间歇滑动接触的相对大幅度的振动称为滑动磨损或磨损；微振磨损和磨损的主要应力源为流致振动。

研究表明，在堆内构件某些特定部件上由于流致振动引起机械磨损导致的性能劣化，典型的部件如底部仪表测量系统（RIC）指套管等。核电厂对RIC 指套管开展涡流检查（ET），并根据检查结果制定了策略（表2），以保证RIC 指套管的磨损乃至失效对堆内构件的运行不会产生安全隐患。

表2 指套管维修及更换策略

2.4 辐照促进应力腐蚀开裂评估

应力腐蚀开裂（SCC）是指承受应力的合金在腐蚀性环境中由于裂纹的扩展而失效，是一个由机械、电化学和治金因素叠加作用引起的复杂现象。SCC 的3 个必要条件是腐蚀环境、拉应力和敏感材料，这3 个因素必须同时存在，如果缺少一个或3 个因素中的一个降至某一个阈值水平以下就可消除SCC。

辐照促进应力腐蚀开裂（IASCC）是在辐照作用下、一种“特殊”的SCC 现象。IASCC 的敏感性很大程度上取决于中子流的辐照水平。堆内构件围板成型板连接螺栓材料为奥氏体不锈钢，螺栓处于应力集中区域，同时受到辐照的影响，因此IASCC 是导致围板成型板组件（尤其是连接螺栓）老化降级的主要影响机理。连接螺栓IASCC 的寿命评价过程如下。

（1）利用包含有关辐照影响堆内构件材料对应力腐蚀裂纹（包括裂纹类型，IGSCC 或TGSCC；材料化学性质和最重要的中子通量/dpa 水平）敏感性的资料的数据库，根据该数据库中提供的资料定期进行在役检查；

（2）如果在役检查报告指出有缺陷迹象裂缝时，利用断裂力学方法学进行疲劳产生和裂纹增长情况分析；

（3）进行确定论或概率论的结构分析，确定可容许的裂纹螺栓的最大数目。

3 堆内构件老化管理大纲

为了维持堆内构件运行的完整性和适当性，需要将与堆内构件的老化有关的性能劣化控制在规定的限值内。老化管理大纲（AMP）的建立主要依据国际原子能组织IAEA 相关导则中提出的PDCA 戴明环的方法，以堆内构件老化的认知为基础，通过系统的老化管理过程可以有效地控制性能劣化。主要老化管理任务为：①运行在规定的运行工况内，使得性能劣化速率最小（管理老化机理）；②按要求进行检查和监测，使得能及时探测并表征性能劣化情况并验证老化预测情况；③评估性能劣化情况，以确定运行的完整性和适当性；④维修，即修复或更换，以纠正或消除不可接受的性能劣化（管理老化效应）。

（1）堆内构件老化认知基于堆内构件的基本信息、运行和维修历史以及外部的经验。应不断更新认知的内容，为改进老化管理大纲提供可靠的基础，使之与运行、检查、监测、评估及维修的方法和实践相一致。

（2）与堆内构件老化管理有关的现有大纲一般包括运行、监督和维修大纲以及运行经验反馈、研究/开发和技术支持大纲，堆内构件老化管理大纲的整合包括适用的管理要求和安全准则，相关的大纲和活动及其在老化管理过程中的各自作用，用于大纲整合和连续改进的机制。老化管理大纲的持续改进或优化以堆内构件老化的目前认知水平以及定期自评估和同行评审的结果为基础。

（3）堆内构件处在超出规定限值的运行工况下（温度，压力和水化学）可能导致加速老化和过早性能劣化。应当通过将运行工况保持在规定的运行限值内来避免堆内构件加速老化：按照设计的规程进行维修以避免由硼酸或其他含卤素的化学物质污染堆内构件部件，对预测老化所致性能劣化以及确定相应老化管理行动所必要的运行数据进行在线监测并保存记录，通过燃料装载方案控制辐照脆化、IASCC 和肿胀的速率。

（4）堆内构件检查和监测活动应能在危及堆内构件安全裕度前探测并表征部件的显著性能劣化，堆内构件检查结果连同对堆内构件性能劣化的认知为通过维持和/或改变运行工况来控制所探测到的老化效应提供基础。完整性评估用于评估所有堆内构件部件（围板、幅板和围板螺栓、堆芯吊篮等）在整个运行间隔内（直至下次计划检查为止）的以规定的安全裕度执行所要求的安全功能的能力。

（5）堆内构件各种不同部件的维修活动用来控制由检查和监测方法探测到的老化效应。维修活动类型和时机，取决于对已观察到的老化效应的评估结果以及可采用维修技术的有效性。

4 总结

为保证堆内构件安全性能满足服役要求，需准确识别潜在老化机理，不断研究并深入了解，通过运行、检查、监督、试验及维修等手段进行有效控制，并进行系统的老化管理，延长其服役寿命，有效提高核电厂的运行水平。