田湾核电站反应堆压力容器老化机理研究

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1、田湾核电站反应堆压力容器老化机理研究　　摘要：田湾核电站1、2号机组反应堆压力容器材料在高温高压环境下运行，压力容器材料收到多种环境因素的影响，可能存在多种材料老化机理。通过对田湾压力容器结构和材料进行分析，对同类型核电厂的经验反馈，对压力容器的各部件进行分析筛选，选出了潜在存在的老化机理。关键词：田湾核电站；压力容器；结构与材料；老化机理分析中图分类号：O6-335文献标识码：A文章编号：《核动力厂定期安全审查》（HAD103/11）中规定了对核电厂安全重要的部件进行老化管理，反应堆压力容器（以下简称RPV）作为核电厂一回路重要设备，其物项劣化需控制在规定的限度内。对RPV老化机

2、理的清晰理解认识和对老化机理全面和深入的分析是开展RPV老化管理工作的前提和关键步骤。田湾核电站堆型属于V-428型，RPV是由俄罗斯设计制造的，本文介绍了田湾核电站RPV的老化机理分析。设备介绍田湾核电站一、二号机组的RPV筒体及顶盖见下图（图1），筒体部分由六道环焊缝焊接连接而成，内壁堆焊有奥氏体不锈钢堆焊层。RPV的相关参数如表1，RPV部件所用材料见表2。RPV老化机理分析的范围为RPV本体和RPV顶盖。6图1RPV筒体及顶盖表1：田湾核电站RPV参数表2：RPV部件材料其中15Х2НМФA-A同15Х2НМФA-1属于俄罗斯设计RPV所用材料，两个级别钢的区别在于杂质元素

3、Cu含量上限值由0.1%下降为0.08%，元素Ni含量上限值由1.5%下降为1.3%。为了监督RPV材料性能变化，田湾核电站每台机组设置有6套辐照监督试样和6套热老化监督试样，分别安装在RPV筒体段内壁和保护管组件上平台上；每套监督试样包含有力学性能试样，可定期取出试样进行试验。田湾核电厂RPV老化机理分析在调研和总结国内外同类型核电站的运行经验基础之上，得出田湾核电站的老化机理主要包括中子辐照脆化、热老化、疲劳、腐蚀。辐照脆化RPV堆芯筒体收到快中子照射，根据IAEA[1]研究报告指出，当快中子注量大于1022n/m2(E1MeV)时，快中子注量对材料的辐照脆化有显著影响。田湾核

4、电站RPV内表面寿期末最大中子注量约为4.81023n/m26(E0.5MeV)，田湾核电站RPV的中子辐照将是导致材料脆化的主要因素之一。快中子辐照的脆化效应是在一定的辐照条件下铁素体的硬度和抗拉强度增加，而延展性和韧性降低；可用于韧脆转变温度的上升和上平台能量的减小来度量，此两者都是快中子注量和杂质含量的函数。对于监测RPV辐照脆化的区域有RPV堆芯筒体（上/下圆筒壳段）及圆筒段环焊缝。影响快中子辐照脆化的主要因素有：中子注量、中子能谱、辐照温度、合金成分和杂质元素；根据田湾核电站RPV设计文件，对田湾核电站RPV辐照脆化需检测的中子能谱为E0.5MeV。热老化钢的热老化是与温

5、度、第二相和时间有关的性能劣化机理。用于VVER-1000型的15Х2НМФA钢对于热老化的起因有两种解释，一种解释为：第二相为富铜沉积物从固溶体中析出，阻挡了位错移动，引起材料的硬化和脆化。另一种解释为第二相为渗碳体的析出，导致了材料的硬化和脆化，且与焊接、合金成分、杂质元素含量无关。根据试验研究结果表明在250至350C温度下，15Х2НМФA类型钢材料脆化呈两阶段变化，脆化阶段和塑性恢复阶段，临界脆性转变温度升高不超过30C[2]，随后临界脆性转变温度将恢复至初始状态。焊缝材料的热老化程度较母材材料的热老化程度弱。田湾核电站RPV接管区出口处是RPV中水温最高处，因此需监测接

6、管区材料的热老化状态。6疲劳疲劳是指在波动或周期性应力作用下，在材料中造成的裂纹萌生和扩展使得材料机械性能发生退化的现象。压力和温度大幅变化是引起循环应力的主要原因。依据田湾核电站RPV的运行工况和结构设计，对于温度变化来说，RPV上、下接管区中间的隔流环存在，冷热腿进出水温存在30C偏差；对于压力来说，RPV紧固螺栓和冷却剂出入口接管受到疲劳影响较大。腐蚀腐蚀是指材料与环境相互作用而造成材料质量损失或因局部损伤导致的材料性能劣化现象，其中大部分腐蚀与化学或电化学过程相关。田湾核电站RPV内壁堆焊有奥氏体防腐堆焊层，内部为一回路冷却剂，其中含有为控制反应性而加入的硼酸；奥氏体堆焊层

7、也受到快中子注量的照射。根据美国电力研究所的研究，对于304不锈钢，在中子注量大于1021n/cm2(E1MeV)时，屈服强度会显著增大，延伸率和断面收缩率会减小[3]。田湾核电站RPV内壁堆焊的奥氏体堆焊层，也应会产生类似的硬化现象，需关注辐照促进应力腐蚀。同时，氯离子超标也会引起RPV堆焊层不锈钢的电蚀。6根据经验反馈美国戴维斯-贝塞核电站的反应堆控制棒驱动机构密封壳体与RPV顶盖结合的部位处，由于硼酸的泄露，导致3号控制棒密封壳体与压力容器顶盖结合处发生了严重的