基于辐照脆化的反应堆压力容器60年设计寿命改进分析.pdfVIP

．第34卷增刊l 核动力工程 V01．34．sl !!!!竺!旦 蔓竖!!竺￡竺!竺里望曼!璺!!堕璺曼 !!!：!!!! 文章编号：0258-0926(2013)Sl-0103-06 基于辐照脆化的反应堆压力容器 60年设计寿命改进分析 邱天，罗英，马姝丽，周高斌，李长香 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室，成都．6l004l 摘要：反应堆压力容器(I冲V)结构材料的辐照脆化是限制其使用寿命的最关键因素。本文着重从RPv 计和辐照监督设计要求，对实现RPV60年设计寿命的影响因素进行探讨，提出可在国内自主研发与制造的 二代改进型及三代核电上实施的满足I心v60年设计寿命的几项优化措施。 关键词：反应堆压力容器(褂v)；辐照脆化；60年设计寿命；改进分析 中图分类号：TL35l文献标志码：A 1 引 言 设计要求，对实现Ⅺ，V60年设计寿命的影响因 素进行探讨，提出可在国内自主研发与制造的第 反应堆压力容器(RPV)是压水堆核电厂的 关键设备之一，容纳反应堆的堆芯及内部部件， 二代改进型及第三代核电上实施的满足l州60 支承控制棒驱动机构和堆顶结构，是放射性安全 年设计寿命的几项优化措施。 防护的第二道重要屏障。 核蒸汽供应系统的主要设备和构筑物的使用 2辐照脆化的评价 寿命决定了核电厂的寿命，特别是IuPV等不可更2．1辐照脆化机理 换设备的设计寿命达到60年是保证核电厂设计 IuPv材料辐照脆化机理是高能粒子的碰撞使 达到同寿命的关键。轻水堆核电站欧洲“用户要 金属的点阵原子从其初始位置位移，碰撞之后， 求文件”和美国的先进轻水堆“用户要求文件” 形成中央有空位、周围环绕一团间隙原子的所谓 都规定不能更换的设备和构筑物，其寿命应达到 位移层。大多数缺陷重组，相对少量的缺陷保留 下来，成为自由移动的点缺陷，并与塌陷的层一 60年。截止到2011年8月，美国已有71个机组 起参与辐照诱发损伤。砒，v材料辐照损伤主要表 获得美国核管会(NRC)批准延寿。国际上以 现为韧脆转变温度升高、屈服强度增大和断裂韧 APlOoo和EI，R为代表的第三代核电技术反应堆 压力容器设计寿期均为60年，国内正在自主研发 性值降低等，其辐照损伤的程度与具有足够高能 力撞击材料引起原子位移的中子数量成正比。 的如ACPl000、ACPl00、ACPRl000和CAPl400 等第三代核电技术，Iuw设计寿命也为60年。 砒)V材料中子辐照脆化程度的影响因素主要包括 砒v在运行期间长期受高温高压及快中子辐 材料因素(辐照敏感元素含量、材料制造工艺等) 照影响，其失效机理非常复杂，主要包括辐照脆 和辐照环境因素(辐照温度、中子注量、中子注 化、热老化、疲劳、腐蚀及应力腐蚀等，其中心Ⅳ 量率、中子能谱分布等)【2】。 结构材料的辐照脆化是限制其使用寿命的最关键 2．2辐照脆化的预测 因素fl】o 为保证砒Ⅳ在整个运行寿期内不会出现脆性 本文着重从褂v材料辐照脆化机理研究出 破坏，通常用3个指标对低合金钢材料的韧性进行 发，通过对比和分析M310、CNPl000、APl000要求：参考无延性转变温度(虱DT)、上平台能量 和EPR等堆型I心V材料、结构设计和辐照监督(岛s)和参考承压热冲击温度(z衍s【3j)。美国 收稿日期：2013