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。……