发表时间：2020-06-19T08:42:50.689Z 来源：《防护工程》2019年27期作者：刘悦强
[导读] 保护反应堆容器完整性，需要考虑从设计、生产、安装和运行等几个重要环节进行完整性保护。 山东核电有限公司山东烟台 265100
摘要：反应堆压力容器是核电厂核心设备，它是包容放射性物质的一道边界，是预防放射性物质泄漏的重要手段之一。在核电厂运行过程中承受高温、高压和高辐射，由于核电厂对放射性物质包容和防泄漏有严格要求，因此，在核电厂的运行期间，必须高度关注反应堆压力容器的完整性，本文简要分析压力容器整个寿命周期各环节应关注重点。
关键词：核电厂；反应堆压力容器；完整性；
多功能强光巡检电筒
前言
反应堆压力容器是核电厂的重要设备，是承载核燃料组件的主要设备，作为第二道放射性屏障，是高温、高压、高放且具有一定腐蚀性的一回路冷却剂的承压边界，承受动、静及温度等载荷，防止在核燃料组件破损时裂变产物外逸，对正常运营核电厂安全有重大的影响，因此必须确保反应堆压力容器完整
、可靠，防止反应堆压力容器完整性弱化、产生不可接受的后果和影响。保护反应堆容器完整性，需要考虑从设计、生产、安装和运行等几个重要环节进行完整性保护。
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一、设计环节上需要关注的事项
由于核电厂压力容器是核电厂整个寿命周期中唯一不可更换的设备，承担放射性物质的部分屏障作用，在长期的电厂运行期间，运行工况比较恶劣，持续承受高温、高压、高放射性且具有一定腐蚀性的一回路介质流体冲刷、冲击，压力容器长期稳定安全运行，对核电厂长期安全、经济服役具有及其重要的意义。
压力容器的设计包含材料选型、结构设计及相应应力分析、后续维修、检查便利性等方面。
材料选型上，由于反应堆压力容器特殊而苛刻的工作环境，对材料的韧性、强度、辐照脆化等方面有比较高的要求，金属材料的纯度、致密度和成分的同质性、高温力学性能(塑性、韧性和抗断裂等)、焊接性和耐蚀性、辐照脆化性能及热稳定性等都是需要重点考虑的因素。随着核电行业的持续发展，单机组功率持续提高，压力容器体积不断增大，压力容器所用材料逐步升级、优化，目前，世界各国大多采用Mn-Ni-Mo型低合金高强度钢锻件作为核反应堆压力容器材料，典型的有美国的SA508-3、联邦德国的20MnNiMo55和法国的16MnD5，其钢号和成分略有差异，但性能相差无几，都具有较高的韧性和淬透性，对于厚壁锻件，各项力学性能也均能满足要求。 结构设计及相应结构力学分析上，反应堆压力容器主要分为锻压焊接的下筒体组件和上封头组件。下筒体组件上布置进、出口管段，上封头组件布置大量探测仪表、控制棒驱动机构、排气管等贯穿件。下封头进、出口管布置要充分考虑核电堆型设计功能，如AP1000压力容器充分考虑到AP1000堆型的非能动特性和大、小修期间半管运行需求，不同于M310堆型压力容器进、出口管嘴等高的情况，AP1000压力容器进口管嘴高于出口管嘴，示意图如下图1，同时增设安注管嘴（低于出口管嘴），能够在大、小修期间进口管嘴及相连主管道排空后，通过出口管嘴、安注管、堆芯及其之间的管道形成自然循环回路，可以在堆芯不移出的情况下实现堆芯余热排出。
图1 AP1000压力容器示意图
考虑到焊缝熔敷金属的耐辐照性能低于母材，筒体焊缝的位置应当在满足设计要求的前提下，尽量避开堆芯活性区，因此需考虑加长下部筒体（堆芯筒体）的长度，下部筒体（堆芯筒体）范围内尽量少焊缝设置。此外，考虑到压力容器需尽可能低的接受中子注量，适当加大压力容器内径，以提高燃料和压力容器之间的水隙是必要的。 考虑到反应堆压力容器在整个寿命周期长期受到交变动载、持续静载、腐蚀、磨损等因素影响，对其进行相应的、充足的结构力学分析也是必要的，主要包括在各种运行工况下进行断裂、疲劳、静力学、动力学等分析，分析方法和结果都应在相应的法规、标准及技术规格书指导下进行，比如需满足ASME《锅炉和压力容器规范》第Ⅲ卷：核动力装置设备第一册 NB分卷或RCC-M《压水堆核机械设备设计和建造规则》第Ⅱ卷第二册B篇-1级设备的要求。同时，考虑到压力容器本身的弹、塑性要求，还要结合相关的设计准则（如弹性、塑性、疲劳、断裂等准则）进行相应尺寸的计算、确定，。
彩陶泥后续维修、检查便利性上，反应堆压力容器在长达40年，甚至60年的服役周期中，不可避免会出现老化，考虑到其在核电厂的特殊作用及失效带来的不可接受的后果，必须持续跟踪其健康情况，建立专项的设备健康跟踪制度。纠正性维修根据实际缺陷情况针对性处理，预防性的检测主要是指无损检测。上述两类健康管理行为的现场执行需要设备良好的可达性来保证，在设计上需要充分考虑。比如
压力容器筒体的焊缝超声检测需要移除堆芯吊篮来建立可达空间，AP1000压力容器顶封头上部仪表、驱动机构贯穿件焊缝检查通过打开CRDM风机入口门进入。
二、生产环节上需要关注的事项
压力容器的生产制作主要包括锻件制作、机加处理、焊接等方面，最大难点在于制作符合要求的大型锻件。考虑到先天优越的机械性能及压力容器运行工况恶劣、服役时间长等因素，锻件是最佳选择。国内常见核电堆型的压力容器的堆芯筒体（下筒体）、法兰接管段筒体（上筒体）、顶盖等重要部件多为锻件，其中AP1000都是整体锻件，EPR和CNP1000顶盖为分体锻件，堆芯筒体和接管段筒体为整体锻件，M310上述部件整体锻件和分体锻件都有应用。虽然整体锻件整体性能优于分体锻件，但是制作难度非常大，其中CNP1000、AP1000法兰接管段筒体需用钢锭近500t，国内仅有中国一重、上重等极少数企业具备百万千瓦级反应堆压力容器锻件生产能力。
为达到反应堆压力容器所需要的断裂韧性和冲击韧性指标，保证材质均匀、提高纯净度和致密度，需要在原料环节控制Sn、Sb等有害元素和Cu、P等辐照敏感元素的含量，在浇注环节通过真空处理尽量去除熔融钢水中的氢等有害气体，细化晶粒，控制镍、锰等元素含量，以平衡钢的强度、可焊性、无塑形转变温度和辐照脆化等指标，同时保证锻件得到有效的热处理和充足锻造压力。
考虑到国内具备大型锻件企业较少且工艺不够稳定，为保证生产过程尽可能顺利进行，降低锻件报废
概率和工期失控风险，需关注具体技术要求、生产工艺，尽早完成最终设计，减少设计变更，建立强有力的质保、监造队伍，严控工艺执行质量，及时发现过程中的质量问题等异常。同时，生产过程中的无损检测、水压试验等功能试验需依据相关法规规范严格执行。
压力容器的焊接由于孔径直径大、锻件壁厚较厚、焊接量大等因素，焊接难度较大，焊后应力容易导致裂纹。以AP1000下筒体组件与进、出口接管焊接为例，为保证焊接质量，除了要有合适的焊接工艺评定和具备相应资质、焊接技能较高的焊工外，建议结合软件模拟焊缝变形趋势，选取变形量相似的焊接模拟件开展焊接试验，摸索最佳的焊接工位、焊接顺序、防变形工装，确保焊缝质量、变形量和成功率可控。
三、安装环节上需要关注的事项
反应堆压力容器就位安装是核电厂工程建设阶段重要里程碑节点，安装标准高、施工严格，包括安装方法策划、运输、翻转、吊装、就位、调整、固定等。
由于涉及诸多安装先决条件，压力容器的交付时间与整体工程进展存在错节风险较大，当压力容器已交付，但工程进度不满足其安装条件时，压力容器的现场存储及相应的成品保护也非常重要。压力容器的现场存储时，所有开口都应采取密封和屏蔽措施，防止水分和异物进入，在容器内布置足够多的干燥剂，防止生锈，密封面及开口端面处，如法兰密封面，还需加装防护罩等防划伤、磕伤设施，且
需要定期维护和检查。
安装过程中需严格根据标准及安装文件进行安装参数控制，确保使用的消耗品（润滑剂等）、工具等物资满足相关技术规范要求，避免错用化学品对压力容器金属品质造成的威胁和不合格工具造成的数据测量失效。
起重机在线
压力容器安装就位后，因此时安全壳尚未封顶，需做好防积水及排水措施。
四、运行环节上需要关注的事项
反应堆压力容器在运行核电厂由于不可替换，其寿命直接决定了核电厂的服役期限，但由于其运行工况比较恶劣，在核电厂服役期间，不可避免会出现老化情况，而压力容器的失效会产生不可接受的安全后果、经济损失和社会影响，因此压力容器的健康管理和老化机理研究非常重要。
压力容器的老化主要涉及疲劳、腐蚀、辐照脆化、磨损等，其中相对于锻件本身，焊缝质量是相对薄弱的部位，特别关注活性区周边及容易造成硼聚集、结晶部位的焊缝质量。
压力容器的健康跟踪检测的一个重要手段就是无损检查，需要严格按照《核电厂在役检查大纲》等相关文件执行，确保检测频率、方法和执行单位、人员资质符合要求，常见方法有目视、超声、渗透、涡流检测等。具体地，压力容器的下筒体检查时，可通过移除堆芯吊篮后通过超声检测等方式在压力
容器内部检查焊缝；在顶盖检查时，可通过超声、涡流和目视等方式对顶盖上的CRDM、QUICKLOC、排气管焊缝进行焊缝检查。由于硼酸腐蚀等原因，CRDM与顶盖的焊缝失效风险最高，需要给予重点关注，可通过超声、涡流等方式进行检查。除此之外，压力容器主螺栓、螺母、垫圈、螺栓孔带区、法兰密封面等非焊接部件对于保证压力容器完整性有重要意义，也需要根据相应规范、维修手册等相关文件按照相应的检查周期进行目视、超声、渗透、涡流等方式的无损检测。
mopu核电厂服役期间，尤其大修开盖时，要高度重视压力容器周围区域的异物控制，建立高级别的防异物控制区，防止工具、零部件等异物进入压力容器，对压力容器及一回路压力边界造成不可接受的伤害。
结束语
反应堆压力容器是核电厂寿期中不可替代的重要部件，因此必须高度重视其完整性。本篇简要分析了设计、生产、安装和运行环节需要关注的问题，并提出了一些解决建议。希望该题材相关讨论和研究越来越多，以期推动压力容器领域行业水平持续提高。
参考文献：汽水取样装置
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