大亚湾核电站反应堆压力容器的辐照监督--GD1与GD2首根辐照样品管的试验.pdfVIP

大亚湾核电站反应堆压力容器的辐照监督 一GDl和GD2首根辐照样品管的试验 吴宇坤 (太亚湾桩电站技术部技术支持址) v型缺口(CVN)冲击试验的结果。与法国相 摘要：丰文提供了太砸聘桉电站RPv首报辐照监督样品管Charpy 关数据库比埘的结果表明，太亚湾机组的f}Pv材料具有良好的抗辐照脆化性能。对1号机组而言，其母材的性能处于 EI)F数据库中的平均水平．而焊材属于低辐照脆化村科。试验结果表明．1号机母材和焊材的曲T婀分别为24℃和1日。c， ：号机母材和焊村的出h，分别为lOC和19℃．试验结果与理论计算结果的对比表明，FIS公式可能不太话用于太旺湾 接电站RPv的理论预测计算。 V试验ART… 关键词：反应难压_打喜器辐照监督Charpy 1、前言 反应堆压力容器(RPV)作为核电站的心脏，是核电站寿命管理的关键部件之一，其包容着反应 堆堆芯、堆内构件和处于高温高压的一回路水。从核安全的角度来看，它又是燃料与环境之间的第二 道安全屏障．是与核安全相关的关键设备。 众所周知，所有的核反应堆均面临同样的问题，即其某些部件由于中子辐照效应导致性能的下降r 也即辐照损伤。到目前为止，虽然可以通过理论计算来评价辐照损伤的程度．但是每个核电站还是必 ；重用辐照监督试样来得到更为精确的RPV辐照损伤数据。 L-C2)， 大亚湾核电站的反应堆压力容器与法国的类似，都是由上部法兰，三段锻造简体(B，c 半球型顶盖和球型“锅底”构成，除顶盖外．其余部分都是用环焊缝联接成一个整体．面向堆芯区的 16州D5)，堆芯简体段及其联接环焊缝的材料要求脆化元素如磷(P)，镍(Ni)，铜(cu)的含量尽可 能低。正是因为RPV是受照最严重的和最为关键的部件．为了保证其在机组整个寿期内的完整性，任 坷 个核电站都不得不建立相应的辐照监督大纲，以评价中子辐照效应对RPV材料性能的影响。 2、反应堆压力容器辐照监督大纲 监督大纲的目的是为了在反应堆寿期内监捌那些用咀评价材料性能的参数的变化。这些定期试验 的结果用来检查RPv快速断裂初始分析结果的有效性。RPV辐照监督试验主要的监测参数是参考转变 湿度增量(1RT¨)和其它材料力学性能辐照后的变化量。 2 I辐照监督太试样 辐照监督试样包括力学性能试样、中子剂量片和温度监测片装置。部分试样放八辐照样品营中后 插入堆芯直接监测RPV材料的辐熙效应。 力学性能试样的材料有母材、焊材、影响区(HAZ)蛆及参考材料，其中参考材料由EDF提供c 力性试样共有四种：夏比v型缺口冲击试样、拉伸试样、cT试样和弯曲试样a 每根辐照监督样品管中除力性试样外，还有中子注量和温度监测片．另外，中子剂量片又分为活 化中子剂量片和裂变中子翔量片两种。 2．2RPV材料的辐照效应 般而言，RPV材料的辐照效应主要表现在材料力学性能的变化。对拉伸性自＆而吉，辐照后材料 的屈服强度和断裂强度增大，延性下降；对冲击性能而言，材料冲击强度下降，脆性增大：对断裂韧 性而言．材料韧性下降．硬度增大。 3、 试验结果与比对 3 f试验结果及理论预测计算 大亚湾l、2号机组(GDl，GD2)旷辐照样品管在堆芯中受照4年，它们在104和204大修中取 出进打相关试验。下图为GDICVN试验结果的示例圈。 图I和图2为母村和焊材的CVN冲击试验试验结果图；母才和焊材的△Rh”试验结果分别为24℃ 和18C。 为了将试验结果与理论预测计算结果进行对照，下列三个公式用于理论预测计算。 RGl．99) 公式1(来自ASTM 公式2(FIS．来自法马通) 91％Ni 008)+1 08)+1537(％P一0 ARTw，，(。c)：8+【24+238(％C“一o 2％c“】×IF