马涛

摘要：核电反应堆压力容器（RPV）是核电站的主要设备，直接影响到核电站的安全运行。为确保反应堆压力容器的完整性，需要重点关注设计、制造、安装和运行过程中涉及的问题。反应堆压力容器的结构完整性是核电厂运行和延寿需要关注的关键问题之一。验证反应堆压力容器的结构完整性，特别是在压力热冲击（PTS） 条件下，对于电厂的安全运行至关重要。本文对核电站反应堆压力容器的完整性问题进行了详细的分析。

关键词：核电站;反应堆压力容器;完整性

一、引言

在发生事故时，堆芯熔体坍塌到压力容器的下封头，通过反应堆压力容器外的水冷实现反应堆内残留熔融材料是严重事故的缓解措施之一。核电站使用由通量管插座和指套组成的贯穿件，在指定位在通量管板上的套管，套筒外壁与通量管板内壁形成环形空间，环形空间内有一回路冷却液，压力进行循环，在安全壳内仅包含气体的套管，其压力等于安全壳内的压力。

二、核电站反应堆压力容器完整性分析

（1）结构参数

目前，反应堆压力容器筒体区域主要采用环锻焊接，堆芯带区域通常不采用焊接布置。因此，反应堆压力容器的内表面缺陷通常是由于内表面处理造成的圆周缺陷。但是，从施加在压力容器上的载荷来看，轴向缺陷对容器的威胁更大，因此在分析中，假设缺陷被定义为内表面的轴向缺陷。根据适用于核电站部件和管道寿命评估集成过程中的高可靠性无损检测技术的缺陷深度确定方法来选择假想缺陷尺寸。假设缺陷深度为壁厚（包括表面层）的25%，即54.8 mm，则采用形状因子为a/c为1/3的轴向半椭圆表面缺陷。根据为假设裂缝提供的方法确定最大假设故障方法，并考虑安全因素。目前，可以选择与IAEA 主持的CRP9 项目相同的PTS 瞬态输入，经过大量分析和筛选得到的瞬态相对保守。

（2）分析方法

渗入液被积聚在下封头中的热熔体不断加热，导致壁破裂。熔体因破裂而进入渗透管。由重力和主回路系统与安全壳之间的压差驱动。沿贯通件内部空间流出压力容器的熔体内部的熔融材料受热使贯通件通量管板破裂，使堆芯内的熔融材料流入反应堆腔体。磁通管支架熔化破裂后，熔体流入磁通管支架的环形空间，被环形空间中的水冷却，然后凝固，可以堵塞穿透件的通道，防止熔化。从较低的部分流向外部，堆腔被淹没，穿透件环形空间内的冷却剂对失效模式有显着影响。在没有反应堆腔体溢流和环形空间冷却剂的情况下，进入环形空间的堆芯熔体流走并进入反应堆腔体。与堆芯熔体渗透保持一定距离，当反应堆腔溢流时，环形空间冷却剂会凝固，无法进入堆腔。由于高温梯度，压缩应力会压缩内壁面积的一小部分厚度。外壁被拉伸，拉应力超过材料的屈服强度，外壁面积因拉应力而屈服其厚度的一部分。

（3）焊接工艺

焊接是制造过程中非常关键的环节，工作量大，焊接质量关系到反应堆运行过程中的安全和经济。焊接时只有中间壁厚的一小部分是屈服的，而内外表面的大部分壁厚是屈服的，这部分没有达到屈服厚度，特定轴向温度梯度的结构和存在。主要焊接工艺有低合金钢窄间隙自动焊、不锈钢带材表面处理、自动氩钨弧焊、电极电弧焊、手工氩钨弧焊等。在设备制造商和现场安装的设备实施的 密封焊缝中，可能会出现局部未焊透、焊道成形不良和咬边。这主要是因为焊接电源电压不稳定，造成电弧电压波动。磨损会增加送丝喷嘴和送丝枪之间的间隙，导致焊丝的角度和速度跳跃。送丝过程中，控制电源输出线接头接错，导致焊接。过程不稳定。由于送丝参数设置和灭弧点重叠不良，接头部分凹陷。通过1：1模拟零件生产，进行模拟焊接试验和工艺改进或质量控制措施，例如：在焊接前检查送丝轮和送丝嘴的磨损情况，确保稳定的焊接。每焊接5个接头检查一次，如果不合格则需要进行更换。焊工检查焊丝盘和焊丝数量，确保剩余焊丝盘大于1/2盘，否则需要用新的线盘更换。钨棒在焊前进行抛光，磨削线尽量平直。二是焊前用丙酮清洗坡口。如有必要，使用不锈钢砂轮或砂轮磨床进行研磨。槽内不得有水、油、锈等。根据产品的壁厚和接头间距，选择相应的焊接顺序和参数，制作参数对照表，根据焊道形状和熔池形状微调焊接工艺。焊接电源不直接接车间供电线路，而是接稳压器，必须事先检查和确认稳压器的输出电压。鞍型焊接接头内壁采用弯曲矫直试块。选用大芯片和复合探头，曲率与管内壁相匹配，在检测程序中增加外壁内控UT检测，使用双晶纵向直线探头进行检测.

（4）结构完整性评估

在反应堆压力容器寿命结束时，对实际保守预测进行比较以评估结构完整性。根据反应堆压力容器的温压极限报告，其寿命末期堆芯区母材的RPTTS值为34.5%。假設轴向缺陷深度为壁厚的25%时，反应堆压力容器区材料寿命结束时的非韧脆转变温度RPTTS不能高于51.8%。对于12 mm的假设缺陷深度，报废容器区材料的材料非韧脆转变温度RPTTS不能高于60.1 C。从以上分析可以看出，AP1000TM反应堆压力容器寿命末期，实际RPTTS值（34.5）低于假设瞬态两种假设故障对应的限值，可以看到结构完整性可以满足=要求。也就是说，在上述瞬态条件下，反应堆压力容器的结构完整性可以保证60年以上的使用年限。

结语

对假设反应堆压力容器的堆芯筒面积（堆芯筒和焊缝）进行了承压热冲击分析和研究，反应堆压力容器满足规范要求。本文对核电站反应堆压力容器的完整性进行分析，为后续工作奠定技术基础。

参考文献

[1]姚彦贵，施杨，蒋兴，等.严重事故IVR 下反应堆压力容器耦合传热数值模拟分析[J].原子能科学技术，2014，48（8）：1473-1478.

[2]林诚格，郁祖盛，欧阳予.非能动安全先进核电厂AP1000[M].北京：原子能出版社，2015.

[3]高增梁，李曰兵，雷月葆.承压热冲击下反应堆压力容器的概率评定进展与案例分析[J].机械工程学报，2015，51（20）：67-78.

[4]曹明， 核电厂严重事故下反应堆压力容器结构完整性分析技术.上海市，上海核工程研究设计院有限公司，2015-09-09.