法國900MWe壓水堆RPV中子輻照脆化壽命管理策略研究

萬強茂，束國剛，王榮山，丁 輝，任 愛，彭 嘯，張 琪，雷 靜

（1．武漢大學(xué)動力與機械學(xué)院，湖北武漢430072；2．蘇州熱工研究院有限公司，江蘇蘇州215004；3．中廣核工程有限公司，廣東深圳518031）

法國從1974年第一次石油危機開始選擇大力發(fā)展核電。目前，法國核電發(fā)電量占到發(fā)電總量的75%以上。國家電力公司（EDF）旗下共有58個壓水堆（PWR），都是基于40a工程壽命進行設(shè)計的，其安全分析報告也使用40a壽命。然而，40a壽命是根據(jù)核電站成本攤分得到的經(jīng)濟壽命（折舊壽命），并非考慮材料老化效應(yīng)而得到的技術(shù)壽命［1］。從法國核電監(jiān)管法規(guī)來看，核電站的運行執(zhí)照無期限。只要通過定期安全評審，確定繼續(xù)運行是安全的，那么核電站就可以10a一個循環(huán)一直運行下去。自1987年EDF就已經(jīng)制定核電站壽命計劃，重點在于理解和預(yù)測老化問題［2］，以便將來實現(xiàn)核電站的延壽運行。2010年7月，EDF宣稱正在評估所有在役核電站60a延壽壽命的前景，這包括更換所有的蒸汽發(fā)生器（目前每年平均更換兩個機組的蒸汽發(fā)生器）和其他翻新，預(yù)計每個機組延壽費用在4～6億歐元［3］。

反應(yīng)堆壓力容器（RPV）屬于不可更換的非能動長壽命安全相關(guān)部件，其壽命決定了整個核電站的壽命。RPV材料的中子輻照脆化是最主要的老化機理之一，也是限制RPV安全運行的因素之一。論證在延壽期內(nèi)RPV在所有工況尤其是緊急工況和事故工況下，仍然能夠正常運行是一項重要工作［1］。

1 RPV材料輻照脆化認知與評價

1．1 輻照脆化敏感元素含量

與我國PWR一樣，法國PWR的RPV采用鍛件筒體焊接而成，堆芯段一般由兩個中間筒體加上其間一條環(huán)焊縫構(gòu)成。RPV材料為一種Mn－Ni－Mo低合金鋼（16MND5或A508－3鋼），輻照脆化敏感元素有Cu、P、Ni等。法國54個RPV材料化學(xué)成分見表1，除CP0核電站外，其他RPV輻照脆化元素（Cu、P、Ni）含量相對較低。

表1 RPV材料成分①、40a末快中子注量水平②及其參考溫度的最大預(yù)測值［1－2，4］Table 1 RPV material composition，neutron fluence at the end of 40years and the maximum predicted reference temperature

1．2 輻照脆化微觀機理和宏觀性能變化

RPV材料輻照脆化可以從微觀和宏觀兩個方面來認識。一方面，RPV材料輻照脆化微觀機制包括硬化型和非硬化型兩種，前者可細分為基體損傷（輻照誘發(fā)的空位、間隙原子、空位團、位錯環(huán)、空位－溶質(zhì)復(fù)合體等）和溶質(zhì)原子團簇析出（輻照增強的富Cu原子團簇CRP、富Mn／Ni溶質(zhì)團簇等），這些晶內(nèi)輻照缺陷能夠阻礙位錯運動，使得材料硬化；后者為雜質(zhì)元素（如P）或合金元素在晶間偏析導(dǎo)致晶間弱化。由于嚴格限制了P元素含量，在PWR型RPV材料輻照脆化微觀機制主要為硬化型。另一方面，長期在中子輻照作用下，RPV材料宏觀性能會出現(xiàn)退化，主要表現(xiàn)為屈服強度增加，韌脆轉(zhuǎn)變溫度升高，斷裂韌性降低和上平臺能量下降。

RPV材料中子輻照脆化程度影響因素較為復(fù)雜，主要包括材料因素（合金元素和雜質(zhì)元素含量、微觀組織、產(chǎn)品類型）和輻照環(huán)境因素（溫度、中子注量、中子注量率、中子能譜分布）等。

1．3 輻照監(jiān)督大綱

為了提前預(yù)測RPV輻照脆化行為，每個反應(yīng)堆都設(shè)計有一定數(shù)量的輻照監(jiān)督管，以便定期取出并進行監(jiān)督實驗，評估RPV材料輻照脆化性能。法規(guī)規(guī)定：RPV輻照監(jiān)督管內(nèi)的監(jiān)督材料輻照脆化行為必須能夠代表RPV自身的輻照脆化行為，因此輻照監(jiān)督大綱對監(jiān)督材料、監(jiān)督試樣、監(jiān)督管溫度和監(jiān)督管中子劑量計都提出了要求［5］。

（1）監(jiān)督材料

——母材應(yīng)該取自堆芯段筒體延伸段；

——焊縫金屬和熱影響區(qū)應(yīng)該按照堆芯段相同的焊接工藝制作；

——除此之外，監(jiān)督管內(nèi)還可以放置一定數(shù)量的參考材料，以便與其他RPV輻照監(jiān)督數(shù)據(jù)進行比較，分析異常數(shù)據(jù)。法國PWR核電站參考材料為A533B板材。

（2）監(jiān)督試樣

——母材試樣均取自制造反應(yīng)堆RPV的鍛件筒體，取樣部位為距鍛件筒體內(nèi)表面1／4厚度處；

——焊縫試樣均取自于：離焊縫根部和焊縫表面距離均大于12．7mm的焊縫中心部位；

——母材、焊縫、熱影響區(qū)試樣取樣方位見圖1；

——CPY型RPV輻照監(jiān)督管裝載試樣類型及數(shù)量見表2。

圖1 試樣取樣方位Fig．1 Sampling orientation

表2 CPY型RPV輻照監(jiān)督管裝載試樣類型①及數(shù)量Table 2 Type and quantity of samples loaded in irradiation surveillance capsules for CPY－RPV

（3）監(jiān)督管溫度

每根監(jiān)督管中裝有2個304℃探測裝置和1個310℃探測裝置。

監(jiān)督管最高溫度通過這些溫度探測裝置中的低熔點合金是否發(fā)生熔化變形判斷。

（4）中子劑量計

監(jiān)督管中裝載有兩類中子注量探測裝置即裂變劑量計和活度劑量計，900MWe型RPV每根監(jiān)督管裝載的中子注量劑量計的類型，見表3。

表3 900MWe型RPV每根監(jiān)督管裝載的劑量計類型Table 3 Type of dosimeter loaded in each surveillance capsule for 900MWe－RPV

1．4 監(jiān)督試驗及輻照脆化評價

目前法國法規(guī)規(guī)定，RPV材料輻照脆化評價主要依賴于監(jiān)督管內(nèi)裝載的Cv試樣。Cv試驗采用儀器化ISO標(biāo)準錘頭，按法國標(biāo)準（AFNOR）執(zhí)行。試驗溫度選擇原則是：保證能很好地描述從脆性斷裂模式向韌性斷裂模式的韌脆轉(zhuǎn)變曲線。韌脆轉(zhuǎn)變曲線應(yīng)該能夠?qū)С鲛D(zhuǎn)變溫度TCV（包括T56J、T0．9mm、FATT）、上平臺能量USE及其分散度。比較輻照前后韌脆轉(zhuǎn)變曲線，可以確定轉(zhuǎn)變溫度增量：

法規(guī)中的基本假設(shè)為轉(zhuǎn)變溫度增量ΔTCV等于參考溫度增量ΔRTNDT（斷裂韌性參考曲線增量），即：

對于母材，ΔRTNDT采用FIS公式計算：

對于焊縫，ΔRTNDT采用EDFs公式計算：

根據(jù)RSEM B6312，監(jiān)督試驗測量的轉(zhuǎn)變溫度增量需要與FIS或EDFs預(yù)測值進行比較，確定預(yù)測公式的保守性（即測量值≤預(yù)測值）。

RPV輻照材料參考溫度可由未輻照材料初始參考溫度加上參考溫度增量得到，即：

ΔRTNDT一般為預(yù)測值，當(dāng)實測值小于預(yù)測值時，也可采用實測值。

RTNDT，IRRAD代入ASME規(guī)范規(guī)定的斷裂韌性參考曲線KIC，KId～RTNDT（即用RTNDT，IRRAD代替RTNDT），就可以確定RPV輻照材料的斷裂韌性。

2 RPV輻照監(jiān)督結(jié)果

截止2004年，EDF從54個PWR堆取出了約180個監(jiān)督管并進行試驗評價。

2．1 中子注量評價

監(jiān)督管劑量計數(shù)據(jù)由原子能委員會（CEA）利用ACTIGE程序分析，可以得到監(jiān)督管參考點（即中子注量率因子計算位置）的快中子注量和快中子注量率，并且根據(jù)其在監(jiān)督管內(nèi)軸向和徑向位置可以確定每個試樣的積分快中子注量［5］。

每個劑量計的快中子注量率計算公式：

式中：τexperiment，i——監(jiān)督劑量計活性測量得到；σTRIPOLI，i——利用TRIPOLI程序根據(jù)能譜進行的參考計算值。

再由每個劑量計含量進行加權(quán)平均得到總的中子注量率因子，再乘于輻照時間即可到達快中子注量［1］。

按照這個計量方法確定的快中子注量，需要與核電機組運行圖和根據(jù)反應(yīng)堆幾何進行中子輸運計算結(jié)果進行比較，分析三者之間的一致性。對180個監(jiān)督管進行比較分析，發(fā)現(xiàn)三種方法確定的結(jié)果差異不超過10%，表明了這種計量方法的高質(zhì)量，也表明了所有反應(yīng)堆運行的均勻性［1］。

2．2 ΔTCV測量值及其分散度

各種監(jiān)督材料的ΔTCV測量值與中子測量裝置確定的快中子注量作圖，見圖2?？梢钥闯?，RPV材料輻照脆化仍為中等程度而具有相對較高的分散性。對于母材，ΔRTNDT最高值為83℃，對應(yīng)于快中子注量5．24×1019n／cm2。對于焊縫，ΔRTNDT最高值為89℃，對應(yīng)于快中子注量7．26×1019n／cm2。對于母材和焊縫，在某一給定快中子注量下，ΔRTNDT分散度高達60℃。而對于熱影響區(qū)和尤其對于參考材料，ΔRTNDT分散度明顯較低?？梢钥闯?，由于CP0堆焊縫的輻照脆化敏感元素含量較高，其ΔRTNDT高于平均值。

圖2 ΔTCV與中子注量關(guān)系：母材、焊縫、熱影響區(qū)和參考材料（900／CP0：三角形，900／CPY：點；1 300／PQY：正方形）Fig．2 Impact strength curves：measured shifts versus neutron fluence（E＞1MeV）for the base metals，weld seam，heat affected zones and reference material（900／CPO：triangle，900／CPY：point，1 300：square）

單一的輻照效應(yīng)和／或?qū)嶒灄l件（試樣數(shù)量、試樣與溫度的分布、溫度、快中子注量測量、沖擊吸收能量和轉(zhuǎn)變溫度確定等）都不能合理解釋母材和焊縫的ΔRTNDT高達60℃的分散度幅值。而另一方面，材料不均勻性對總體分散度具有很大的貢獻。材料不均勻性可歸于：

——試樣規(guī)模：未輻照試樣也許不能夠正確代表輻照試樣的初始狀態(tài)；

——一批試樣：盡管按照非常相近的條件和標(biāo)準制造，然而從不同材料上獲取的數(shù)據(jù)并不能夠認為嚴格相同。

2．3 ΔTCV測量值與ΔRTNDT預(yù)測值

ΔTCV測量值與ΔRTNDT預(yù)測值比較，見圖3。就收集的約180個監(jiān)督數(shù)據(jù)總體來看，僅有少量測量值超過預(yù)測值10℃以上。這說明FIS和EDFs預(yù)測公式分別能夠合理的描述母材和焊縫的輻照脆化行為。

3 壽命評價技術(shù)和管理策略

3．1 逐個RPV的RTNDT評價方法

基于中子輻照脆化考慮，要保證RPV長期安全可靠運行，需要進行三個分析—壓力溫度限值曲線（P－T曲線）計算、承壓熱沖擊（PTS）分析和上平臺能量（USE）分析。由于法國RPV在壽期內(nèi)一般能滿足USE≥56J。因此，RPV中子輻照脆化壽命評價主要工作見圖4。EDF主要從事以下三個方面的工作：

圖3 ΔRTNDT實測值與預(yù)測值的比較（900／CP0：三角形，900／CPY：點；1 300／PQY：正方形）Fig．3 Comparison between the measured and calculated RTNDTshifts（900／CPO：triangle，900／CPY：point，1 300：square）

圖4 逐個RPV的RTNDT評價方法Fig．4 Evaluation of RTNDTcase by case

——更好理解RPV材料性能（包括輻照效應(yīng)），如3．1、3．2節(jié)；

——更精確評價快中子注量和中子計算，如3．3節(jié)；

——采用特定的無損檢測工具，基于RPV容器壁檢查的無損檢測檢查計劃，如3．4節(jié)。

3．2 主曲線方法

3．2．1 斷裂韌性試驗

由于監(jiān)督管內(nèi)僅含有少量的0．5T－CT試樣和采用小尺寸試樣測量斷裂韌性的有效性存在一些未決問題，因此在輻照監(jiān)督計劃中直接測試RPV輻照材料的斷裂韌性并不常見。然而，法國最近應(yīng)用主曲線方法對輻照0．5T－CT進行了一系列試驗。截至2004年，從900MWe PWR（中等輻照脆化和相對高輻照脆化）輻照監(jiān)督計劃中選取了250多個CT試樣進行了斷裂韌性試驗。其中一半為母材試樣，一半為焊縫試樣，80%為輻照材料，大部分材料的中子注量對應(yīng)于40a末之后的數(shù)值［1］。

3．2．2 斷裂韌性實測值與RCCM規(guī)范曲線比較

有效斷裂韌性試驗數(shù)據(jù)點（KJC、T－RTNDT）與RCCM規(guī)范曲線比較，見圖5（a），圖中RTNDT采用計算值（計算時材料化學(xué)成分為爐分析成分乘上一個高估系數(shù)，以包絡(luò)堆焊層下偏析區(qū)的化學(xué)成分）。從圖中可以看出，所有的KJC測量值都包絡(luò)于RCCM規(guī)范曲線。大多數(shù)KJC試驗數(shù)據(jù)點與RCCM規(guī)范曲線之間間隔一定距離，其驗證了法規(guī)方法（見2．4節(jié)）的保守性。試驗數(shù)據(jù)有明顯分散度，暗示著這種間接方法的經(jīng)驗特性［1］。

圖5 斷裂韌性實測值與（a）RCCM規(guī)范曲線、（b）主曲線的比較Fig．5 Measured values of fracture toughness compared with（a）RCC－M Code Curve and（b）Master Curve

3．2．3 主曲線方法的應(yīng)用

應(yīng)用主曲線方法，對每組試樣確定了參考溫度T0，所有KJC試驗數(shù)據(jù)與主曲線一塊作圖，見圖5（b）。試驗數(shù)據(jù)似乎很好的分布在主曲線的95%上包絡(luò)線與5%下包絡(luò)線之間和T0±25℃溫度范圍內(nèi)的中心區(qū)域。由RCCM規(guī)范曲線包絡(luò)的兩個最低值，似乎距離主曲線的1%下包絡(luò)線不遠。這種觀察結(jié)果進一步證實了：主曲線方法可用于描述RPV斷裂韌性的能力。

選定具有相似材料特征（化學(xué)成分、中子注量水平）的容器的焊縫金屬斷裂韌性作為一組，采用多溫度法確定該組焊縫的參考溫度T0，由于斷裂韌性值的數(shù)量多于標(biāo)準最低要求，從而能夠提高T0的精度。對6個容器的參考溫度差異小于20℃的焊縫金屬，多溫度法確定該組新的參考溫度T0，KJC試驗數(shù)據(jù)對T－T0作圖，試驗數(shù)據(jù)仍然分布在主曲線的95%上包絡(luò)線和5%上包絡(luò)線之間，并包絡(luò)于RCCM規(guī)范曲線，見圖6。這個結(jié)果驗證了利用主曲線方法對每個容器進行單獨分析的結(jié)果［1］。

圖6 多溫度法確定6個容器的焊縫金屬為一組的參考溫度T0Fig．6 T0determination for a group of six vessels using the multi－temperature analysis

3．3 試樣重組技術(shù)

Chooz A核電站RPV堆芯段由B筒體（Cu0．08%P0．017%）和C筒體（Cu0．08%P0．017%）焊接而成，原始監(jiān)督材料只有C母材，沒有B母材，但監(jiān)督管中熱影響區(qū)材料是由B母材制成的。在1987年和1988年評估Chooz A核電站壽命時，低銅高磷的B母材是否存在加速輻照效應(yīng)是一個必須解決的問題。為此，EDF委托美國Battelle實驗室從監(jiān)督熱影響區(qū)破斷試樣上截取合適尺寸重組加工了38個Cv試樣，其中31個為輻照試樣。結(jié)果表明，B材料比C材料輻照脆化程度略小，Chooz A監(jiān)督材料在堆內(nèi)監(jiān)督條件下沒有觀察到輻照脆化飽和效應(yīng)，壽期末RTNDT為77℃，中等程度［5］。

法國琺馬通先進核能公司（FRAMATOME ANP）利用電子束焊接技術(shù)，為西班牙Garona核電站制備了10mm長插入段的重組CT試樣（插入段取自破斷后的原監(jiān)督Cv試樣）。CT重組試樣和完整試樣得到的參考溫度T0相同，這說明法國已經(jīng)掌握了電子束焊接試樣重組技術(shù)［6］。

3．4 燃料管理及中子注量精確計算

3．4．1 燃料管理策略

法國PWR核電站最初參考標(biāo)準燃料管理，裝載的燃料為富集度3．25%的1／3－UOX燃料（UO2）。近年來法國采用優(yōu)化裝載模式——“GARANCE”模式，一種采用混合氧化物燃料的低泄露燃料管理策略，以降低中子注量率。這種裝載模式采用富集度3．70%的1／4－UOX燃料和富集度5．3%的1／3－MOX燃料（混合氧化物燃料UO2＋PuO2）。EDF也考慮兩個持續(xù)廣泛應(yīng)用的燃料管理趨勢：

——在900MWe堆中用MOX燃料替換掉“GARANCE”模式中的1／4－UOX燃料；

——在1 300MWe堆中實行平均18個月?lián)Q料的燃料管理策略。

與此同時，為了進一步降低RPV最高中子注量率位置的中子注量率，EDF也正在進一步優(yōu)化燃料裝載模式［1］。

3．4．2 容器內(nèi)外安裝劑量計——中子注量計算基準試驗

St．Laurent B－1機組是900MWe堆，從第18個燃料循環(huán)開始裝置MOX燃料。為了驗證中子輸運計算方法，在1992年5月至1993年6月，EDF在該機組上特定監(jiān)督管中安裝了大量的中子劑量計和在反應(yīng)堆坑中安裝了3個容器外劑量計鏈。測量點劑量計類型和數(shù)量，見表4。這些劑量計經(jīng)歷一個燃料循環(huán)之后取出并測量RPV容器內(nèi)和容器外的反應(yīng)率。Framatome用DORT＋DOTSYN 3－D合成模塊計算了各個劑量計反應(yīng)率，其中材料微觀界面數(shù)據(jù)取自于ENDF／B－Ⅳ和ENDF／B－Ⅵ數(shù)據(jù)庫。對于容器內(nèi)，計算值與測量值比值為0．94，分散性小，對于容器外，計算值與測量值之比為1．12，表明了計算低估了中子在容器內(nèi)的衰減程度。相比于傳統(tǒng)20%不確定度來說，這個結(jié)果較好［7］。

表4 測量點劑量計類型和數(shù)量Table 4 Type and quantity of dosimeter at measuring points

3．4．3 精確評價中子注量計算

堆工物理程序，結(jié)合經(jīng)過廣泛研發(fā)結(jié)果驗證的最近確定的中子截面數(shù)據(jù)庫，可以精確評價RPV所有區(qū)域的中子注量。EDF采用特別的中子計算程序“EFLUVE”，在每次更換燃料計劃之前為每個PWR計算每一年中子注量水平。與此同時，中子注量分布圖采用兩種平行的方法確定：一種為二維保守評價方法，即基礎(chǔ)設(shè)計中子注量率×利用率×?xí)r間。另一種為三維最佳估計評價方法，考慮燃料裝載模式和燃料管理策略以及反應(yīng)堆的幾何模型決定的空間效應(yīng)（軸向、周向和徑向）［1］。

排除任一突發(fā)事件，當(dāng)前燃料管理相比參考標(biāo)準燃料管理模式，900MWe型RPV40a壽期末快中子注量預(yù)測值降低約15%～40%，見圖7［1］。

圖7 900MWe型RPV40a壽期末中子注量預(yù)測值Fig．7 Predicted value of neutron fluence at the end of 40years life for 900MWe－RPV

3．5 在役檢查技術(shù)

按照圖4方法B，束帶區(qū)堆焊層第一層內(nèi)或堆焊層下的淺缺陷尺寸（Subcladding defect，由在役檢查獲得），是確定中子注量和RTNDT的輸入數(shù)據(jù)。

1998年以來法國開發(fā)了一種無損的、基于“聚焦超聲探頭”技術(shù)的水下檢驗方法，用于檢查RPV堆焊層下淺裂紋（離距離表面第一個25mm深），每10a定期大修停堆檢查一次。

作為法國核電站在役檢查的一部分，EDF已經(jīng)包括了在每10a定期大修停堆系統(tǒng)檢驗?；谧钚√綔y閥值，尺寸為6mm深、60mm長的缺陷被確定為所有RPV完整性研究的參考缺陷。

900MWe－RPV機械性能試驗結(jié)果表明，在考慮材料輻照脆化之后，無論參考缺陷處于束帶區(qū)哪個位置，參考缺陷都是可以接受的。

1999年2月，TRICASTIN－1在役檢查發(fā)現(xiàn)大于參考缺陷尺寸的裂紋信號，按圖4進行的案例分析表明，40a壽期內(nèi)12mm深、50mm長裂紋仍然是可以接受的，并具有較高的安全裕量。

3．6 插入備用監(jiān)督管

在原4個監(jiān)督管抽取之后，EDF決定在RPV內(nèi)再插入兩個備用監(jiān)督管。這兩個備用監(jiān)督管分別將在堆內(nèi)監(jiān)督13a和16a，用以評估RPV50年和60a壽期（延壽期內(nèi)）的中子注量和。

4 研發(fā)活動

為了評估900MWe型PWR延壽運行至60a的可能性，EDF在2004年前后制定了一項大型的工程和研發(fā)計劃，研究重點在于防止因輻照引起的RPV快速斷裂，其主要目的是［10］：

——對應(yīng)于60a長壽期的特定數(shù)據(jù)研究；

——研究新方法來改進論證，包括多個主題比如中子注量評價、斷裂韌性確定、包括概率方法的結(jié)構(gòu)完整性分析和瞬態(tài)定義，并分析其保守性和不確定度；

——緩解方法的評價；

4．1 中子輻照脆化試驗研究

4．1．1 中子注量率效應(yīng)研究

在1989年至1995年，法國CEA和EDF聯(lián)合起來實施了中子輻照試驗研究［11］。該項研究的主要目的是：

——量化法國反應(yīng)堆容器和監(jiān)督管的中子能譜效應(yīng)；

——確定可用于由輻照監(jiān)督試驗數(shù)據(jù)來評價RPV輻照脆化行為的最合適的輻照參數(shù)（dpa，ΦE＞1MeV、ΦE＞0．5MeV、ΦE＞0．1MeV）；

該項研究結(jié)果（表5）表明，中子能譜效應(yīng)非常弱，ΦE＞1MeV是最合適的輻照參數(shù)（由輻照監(jiān)督試驗數(shù)據(jù)來評價RPV輻照脆化行為）。

表5 法國ESTEREL輻照試驗研究中M1、M2焊縫規(guī)定非比例延伸率為0．2%時的延伸強度增量和轉(zhuǎn)變溫度增量對OSIRSI和SILOE實驗堆輻照參數(shù)Table 5 Difference in yield strength increment，transition temperature shift and fluence for two weld metals in the ESTEREL projection

4．1．2 對應(yīng)60a壽期的RPV老化數(shù)據(jù)試驗研究

工作主要在于確定RPV60a服役壽期之后材料力學(xué)性能。檢驗的老化機制為輻照和不可逆回火脆化。將于重建的運行條件是：

——快中子注量水平為10×1019n／cm2；

——堆芯區(qū)運行溫度為290℃，滿功率年為48a，其相當(dāng)于在400℃老化80 000h。

考慮到輻照脆化，目的是驗證轉(zhuǎn)變溫度增量預(yù)測公式和直接測量材料的斷裂韌性。

考慮到不可逆回火脆化，目標(biāo)是驗證Mac Lean模型。

研究的主要內(nèi)容包括母材金屬、堆焊層下熱影響區(qū)、焊縫和兩層SAW堆焊層。

研究材料為具有中等老化趨勢和最高老化趨勢的3－回路RPV材料［2］。

4．1．3 脆化機理研究

EDF參與了歐洲PERFECT項目。在該項目中鐵素體模擬合金、法國16MND5材料在實驗堆中進行輻照，中子注量范圍0．18×1019～13×1019n／cm2［12］。高精度表征技術(shù)研究結(jié)果表明，輻照主要產(chǎn)生點缺陷和溶質(zhì)團簇。在含Cu鋼種，主要形成富Cu溶質(zhì)團簇。在不含Cu鋼種，只有某一高注量閥值之后才形成富Mn／Ni溶質(zhì)團簇，其實質(zhì)上主要是輻照誘發(fā)形成的間隙型位錯環(huán)。

4．2 熱工水力分析研究

數(shù)值計算流體力學(xué)的主要目的在于精確評估RPV下降沿溫度分布和RPV內(nèi)表面?zhèn)鳠嵯禂?shù)，為后續(xù)斷裂力學(xué)計算提供輸入數(shù)據(jù)。在考慮RPV冷卻過程中的共軛傳熱條件下，EDF熱工水力程序（Saturne程序）與熱固程序（SYRTHES程序）耦合可以得到RPV冷卻的數(shù)值結(jié)果，從物理現(xiàn)象來看，EDF熱工水力程序（Saturne程序）在評價單相傳熱瞬態(tài)時是合格的。但是當(dāng)冷腿段內(nèi)部分充滿蒸汽時，RPV冷卻過程變成一個兩相傳熱問題，并存在新效應(yīng)，比如由于過冷的緊急堆芯冷卻水注入引起的冷凝作用。這類瞬態(tài)事件下需要更先進的兩相局部三維熱工水力程序。為此，EDF啟動一個計算流體力學(xué)項目，建立了一個程序，以擴展Neptune＿CFD兩相流求解器（一種解決兩相流傳熱問題的工具）的能力。驗證性研究在Hybiscus試驗設(shè)施上進行了，試驗中在第三個下降沿對應(yīng)的冷腿段注入過冷的緊急堆芯冷卻水。驗證性試驗和數(shù)值分析得到的溫度分布對比分析，結(jié)果令人滿意［13］。

4．3 力學(xué)分析研究

4．3．1 細觀斷裂力學(xué)模型

2005年，EDF基于斷裂力學(xué)局部方法建立了一個A508－3鋼由輻照脆化引起的ΔT56J和ΔTKIc100）預(yù)測模型［14］。該模型包括三部分：（a）基于Bridgman分析的溫度和應(yīng)變速率相關(guān)粘塑性模型，描述非損傷材料力學(xué)行為。（b）韌性撕裂的改進Rouselier模型。（c）由Beremin模型導(dǎo)出的脆性斷裂模型。該模型已用于預(yù)測不同輻照水平下RPV鋼參考溫度增量。

4．3．2 熱預(yù)應(yīng)力（Warm pre－stress）

法國RPV的PTS分析中確實考慮了熱預(yù)應(yīng)力的潛在有利影響。盡管幾乎每個PTS事件下都應(yīng)該存在熱預(yù)應(yīng)力效應(yīng)，然而RCCM規(guī)范中并未包括這種熱預(yù)應(yīng)力效應(yīng)。

EDF先前一個大的試驗項目包括有利用常規(guī)CT試樣進行大量熱預(yù)應(yīng)力試驗。這些溫應(yīng)力試驗結(jié)果證實了熱預(yù)應(yīng)力效應(yīng)的有利影響—大幅度提高材料斷裂韌性。相比文獻數(shù)據(jù)，沒有觀察到非預(yù)期結(jié)果。

EDF研究熱預(yù)應(yīng)力效應(yīng)進入到第二個階段，于2002年參與歐洲SMILE項目，該項目一個關(guān)鍵點是證實大尺寸部件也存在熱預(yù)應(yīng)力效應(yīng)。2004年年初，在一個含有環(huán)形裂紋的大圓筒模擬了一個非常接近于實際PTS事件的PTS瞬態(tài)，模擬結(jié)果證實了熱預(yù)應(yīng)力效應(yīng)。

所有這些試驗研究都采用了不同力學(xué)方法比如局部方法進行了相應(yīng)的數(shù)值計算。新參數(shù)Gp似乎能夠很好表征載荷歷史和熱預(yù)應(yīng)力［10］。

4．3．3 約束效應(yīng)（Constraint effect）

通常斷裂韌性數(shù)據(jù)是由CT試樣測得的，是材料性能的下界值（CT試樣具有高約束度）。然而大量證據(jù)表明，多數(shù)情況下RPV缺陷上加載過程中約束度要小于CT試樣的約束度。

EDF參與了一項以開發(fā)和驗證“約束效應(yīng)評價”新程序為目的的歐洲項目VOCALIST研究［10］。

4．3．4 止裂

由于在PTS事件下容器壁從內(nèi)到外溫度升高斷裂韌性提高，裂紋擴展到容器內(nèi)部可能發(fā)生止裂。EDF啟動了裂紋止裂的試驗和數(shù)值模擬項目［10］，其目的在于：

——建立法國RPV母材的裂紋止裂斷裂韌性KIa數(shù)據(jù)庫；

——開發(fā)模擬裂紋擴展和裂紋止裂的數(shù)值模型。

4．3．5 概率斷裂力學(xué)

1999年EDF首次采用概率斷裂力學(xué)進行PTS分析，在分析中考慮了所有輸入?yún)?shù)的不確定度，確定最主要參數(shù)及其部分安全系數(shù)［10］。其考慮的主要參數(shù)包括：

——束帶區(qū)快中子注量分布及其不確定度；

——束帶區(qū)裂紋深度分布及其數(shù)量；

——斷裂韌性KIC／KIR－（T－RTNDT），及這些參數(shù)的不確定度；

——瞬態(tài)壓力－溫度描述和事件數(shù)量。

首次概率斷裂力學(xué)分析表明，RPV材料斷裂力學(xué)這個參數(shù)非常重要。因此，EDF開展了所有可獲得的斷裂韌性數(shù)據(jù)的統(tǒng)計分析和參數(shù)概率分析。EDF即將重新評價其他參數(shù)，并完善對不確定度的理解。

4．4 其他研發(fā)活動——虛擬反應(yīng)堆壓力容器

（RPV－1）（限于篇幅略加介紹）

EDF參與研究一個國際REVE項目（模擬實驗反應(yīng)堆項目，目的是開發(fā)模擬輕水堆材料輻照效應(yīng)的工具），與歐洲團隊一起建立了第一個工具RPV－1（模擬RPV材料的輻照效應(yīng)）［15］。在用于驗證的中子注量率、中子注量和材料參數(shù)范圍內(nèi)，RPV－1模擬結(jié)果落在試驗結(jié)果±20MPa范圍內(nèi)，±20MPa基本上是試驗數(shù)據(jù)統(tǒng)計誤差。此外，RPV－1能夠再現(xiàn)法國ESTEREL項目試驗結(jié)果。目前，EDF等正在開發(fā)RPV－2。

5 國內(nèi)應(yīng)用現(xiàn)狀或前景

目前，我國每個在役核電站都設(shè)有輻照監(jiān)督大綱，主要還是基于夏比沖擊試驗來評價RPV材料的輻照脆化性能；同時，將根據(jù)延壽決策來制定合適的備用監(jiān)督管插入和抽取計劃。2001年大亞灣核電站采用18個月?lián)Q料，嶺澳核電站從第6循環(huán)開始采用先進燃料管理策略1／4年度換料［16］。2011年，秦山第二核電廠1號和2號機組最終確定出長燃料循環(huán)堆芯燃料管理方案。在論證項目中，著重分析了燃料管理策略的改進對RPV中子注量影響。大亞灣、嶺澳和秦山第二核電站分別采用法國MIS機、德國西門子SAPHIR機、自主研發(fā)SUPREEM機進行RPV在役檢查，都是水浸超聲波探傷技術(shù)［17］。主曲線方法和試樣重組技術(shù)是最有希望的、能更準確評價材料斷裂韌性性能的輻照監(jiān)督試驗新技術(shù)。國內(nèi)在主曲線方法、試樣重組技術(shù)、力學(xué)分析研究和高注量輻照脆化試驗及熱工水力分析等方面，已經(jīng)或即將開展了一些探索性的研究，取得了一定的初步研究成果。發(fā)展自主化的虛擬反應(yīng)堆壓力容器，既能提高中子輻照脆化性能評價的可靠性，又能優(yōu)化和指導(dǎo)后續(xù)輻照試驗，具有重要的科學(xué)和工程意義。這些技術(shù)需要相關(guān)單位聯(lián)合起來開展長期系統(tǒng)的研發(fā)活動，也需要大量持續(xù)的經(jīng)費支持。這些技術(shù)成果將來極有可能應(yīng)用于RPV壽命管理之中。

6 結(jié)束語

法國收集整理了國內(nèi)180多個監(jiān)督管共10 000多個Cv試驗數(shù)據(jù)，并基于主曲線方法測試了250多個監(jiān)督材料斷裂韌性數(shù)據(jù)，這些數(shù)據(jù)與規(guī)范曲線對比分析表明：設(shè)計階段RPV材料輻照脆化趨勢假設(shè)是保守的。在多項壽命評價技術(shù)和管理策略實施之后，EDF預(yù)測900MWe型和1 300MWe型RPV在40a末參考溫度RTNDT的最大值分別為82℃和66℃。在2010年7月，EDF宣稱所有在役核電站目標(biāo)服役壽命為60a，并已決定壽命中期再插入兩個備用監(jiān)督管，用以評價延壽期內(nèi)RPV材料輻照脆化性能。為了進一步實現(xiàn)900MWe型PWR延壽運行至60a的可能性，EDF啟動了RPV材料老化試驗研究、熱工水力和斷裂力學(xué)計算、RPV－1等研發(fā)項目，并將持續(xù)深入研究。這些研發(fā)成果將有利于EDF PWR長壽期安全經(jīng)濟運行。

我國最早投運的兩座核電站——秦山一期和大亞灣核電站，已考慮啟動RPV延壽研究工作，已經(jīng)應(yīng)用或即將可能應(yīng)用壽命評價技術(shù)和管理策略。法國在PWR RPV壽命管理策略方面的有益工作，值得我國借鑒。

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