影響反應堆壓力容器安全運行的根本原因及應對措施

施耀新

(國核工程有限公司，上海 200233)

影響反應堆壓力容器安全運行的根本原因及應對措施

施耀新

(國核工程有限公司，上海 200233)

從實現(xiàn)核反應堆安全目標和運行工況的角度，分析了反應堆壓力容器在承受壓力、溫度和快中子輻照條件下的失效形式及根本原因。針對能量≥1 MeV快中子輻照損傷，給出了預測和監(jiān)督方法；對承壓熱沖擊下可能引發(fā)脆性斷裂進行了分析，并提出了分析方法。分析和介紹了各運行工況下RPV安全運行的壓力-溫度限值計算方法。

反應堆壓力容器；輻照脆化；承壓熱沖擊PTS；壓力-溫度

實現(xiàn)核反應堆的核安全目標最關鍵的手段是防止堆芯融化，即正常運行時保持堆芯可靠冷卻；停堆時及時導出堆芯余熱；事故工況下保持足夠的堆芯冷卻能力。

文獻[1]指出，根據(jù)對核電廠運行工況所做的分析，1970年，美國國家標準協(xié)會（ANSI）按反應堆事故出現(xiàn)的預計概率和對廣大居民可能帶來的放射性后果，把核電廠運行工況分為4類。

工況I——正常運行和運行瞬變。這類工況出現(xiàn)較頻繁，所以要求整個過程中無須停堆，只要依靠控制系統(tǒng)在反應堆設計裕量范圍內(nèi)進行調(diào)節(jié)，即可把反應堆調(diào)節(jié)到所要求的狀態(tài)，重新穩(wěn)定運行。

工況II——中等頻率事件，或稱預期運行事件。這是指在核電廠運行壽期內(nèi)預計出現(xiàn)一次或數(shù)次偏離正常運行的所有運行過程。由于設計時已采取適當?shù)拇胧?，它可能只迫使反應堆停堆，不會造成燃料元件損壞或一回路、二回路系統(tǒng)超壓，只要保護系統(tǒng)能正常動作，就不會導致事故工況。

工況III——稀有事故。處理這類事故時，為了防止或限制對環(huán)境的輻射危害，需要專設安全設施投入工作。

工況IV——極限事故，也稱之為假想事故。在發(fā)生極限事故時，專設安全設施的作用應保證一回路壓力邊界的結(jié)構(gòu)完整，反應堆安全停閉，并可對事故的后果加以控制。

根據(jù)上述4類工況，把對堆芯的冷卻要求和實現(xiàn)方法，分解到反應堆壓力容器上，就是用于盛裝堆芯及冷卻劑的反應堆壓力容器（RPV）的結(jié)構(gòu)在預期的使用壽命內(nèi)都要保持結(jié)構(gòu)的完整性，防止失效，以滿足冷卻劑完全淹沒堆芯并建立冷卻條件的要求。并作為第二道安全屏障，RPV能防止放射性裂變產(chǎn)物外泄。

為了預防反應堆壓力容器壽期內(nèi)失效，除了在設計中要使結(jié)構(gòu)強度留有足夠的裕量，和制造質(zhì)量符合設計要求，還要在運行中采取安全可靠的措施，確保在壓力-溫度、快中子輻照作用下安全運行。

1 影響反應堆壓力容器安全運行的環(huán)境條件

在正常運行、預計運行事件及事故工況等4類工況下，反應堆壓力容器的運行環(huán)境條件歸納為：

1）正常運行時，RPV承受高溫、高壓載荷；在受到外部事件的觸發(fā)后，壓力及溫度還會出現(xiàn)瞬變。

2）反應堆壓力容器堆芯段筒體，承受高注量率快中子（≥1 MeV）輻照，能引起材料無塑性轉(zhuǎn)變溫度升高。

3）失水事故狀態(tài)下，觸發(fā)安注系統(tǒng)的動作時，使得RPV承受承壓熱沖擊，使脆性斷裂的危險增加。

2 反應堆壓力容器失效型式和根本原因

核電廠部件、系統(tǒng)和結(jié)構(gòu)的失效歸根結(jié)底是材料的老化[2]。

引起RPV材料老化的原因是疲勞破壞、脆性斷裂。雖然腐蝕、蠕變和強度破壞也是失效的原因，但是，因為壓力容器內(nèi)壁堆焊有不銹鋼襯里和鋼的蠕變溫度[0.4TK(TK為母材熔點)]遠高于運行溫度（320 ℃），故能防止腐蝕和蠕變的危害。對于疲勞開裂和強度破壞,因有嚴格的設計要求并規(guī)定必須有應力分析和應力測試以及疲勞試驗，所以通過計算可以預斷和防止這類破壞[3-4]。

而脆性斷裂很難預料。因為脆性斷裂具有：1）斷裂前沒有塑性變形、無任何預兆；2）在斷裂應力低于屈服強度時，發(fā)生斷裂；3）裂紋失穩(wěn)后即迅速擴展而斷裂等特點。所以脆性斷裂是難以預料的突發(fā)性破壞且后果相當嚴重。從冶金學觀點考慮,脆性斷裂的根源在于鋼的低溫脆性、氫脆、藍脆、延遲脆性和高溫脆性等。氫脆、藍脆、延遲脆性和高溫脆性都可以通過熱處理或合金化的方法加以避免,但低溫脆性（又稱冷脆）則較難克服，因為它是體心結(jié)構(gòu)的鋼固有的特征。RPV不但具有冷脆特征，而且快中子輻照又能明顯增大其冷脆趨勢[3]。

所以，材料的脆性斷裂是對RPV安全運行的最大威脅，并成為研究重點[5-9]。在壓力、溫度和快中子輻照的共同作用下，當RPV的運行溫度高于彈性破斷轉(zhuǎn)變溫度時，材料處于韌性狀態(tài)，故可以防止脆性斷裂。但是，加壓熱沖擊可能使脆性斷裂的風險增大。

3 快中子輻照冷脆趨勢及監(jiān)督方法

以AP1000反應堆壓力容器為例，反應堆壓力容器的母材采用ASME規(guī)范材料SA508 Gr.3 CL1鍛件材料。雖然對活性帶區(qū)的材料中的鎳、銅、磷、硫和釩等輻照敏感元素含量進行限制，以減少材料在役輻照脆化的敏感性，但是輻照損傷依然存在。

3.1 材料的初始基準無塑性轉(zhuǎn)變溫度RTNDT

金屬材料所處溫度降低時，由韌性狀態(tài)轉(zhuǎn)變?yōu)榇嘈誀顟B(tài)的溫度區(qū)域，稱無塑性轉(zhuǎn)變溫度區(qū)。在無塑性轉(zhuǎn)變溫度區(qū)域以下，材料處于脆性狀態(tài)，斷裂形式主要為脆性斷裂。

無塑性轉(zhuǎn)變溫度及無塑性轉(zhuǎn)變溫度的增量是決定反應堆壓力容器壽命非常重要的指標。無塑性轉(zhuǎn)變溫度要通過一系列不同溫度的沖擊試驗來測定，根據(jù)測定方法的不同存在著不同的表示方法。較常用的是落錘試驗法，規(guī)定以落錘沖斷長方形板狀試樣時斷口100%為結(jié)晶斷口時所對應的溫度為無塑性轉(zhuǎn)變溫度。

無塑性轉(zhuǎn)變溫度增量的產(chǎn)生，是由于處于堆芯段的筒體和焊縫承受高注量率的快中子輻照，在材料內(nèi)發(fā)生輻照損傷，使得無塑性轉(zhuǎn)變溫度（TNDT）顯著升高，從而增加了反應堆壓力容器脆性斷裂失效風險。輻照損傷的程度取決于高注量率（E≥1.0 MeV）快中子的累積劑量，據(jù)資料介紹[10]，快中子（E>1.0 MeV) 注量是影響材料輻照脆化的一個重要因素，隨著中子注量增加，更多的晶格原子受中子撞擊，產(chǎn)生點缺陷的數(shù)量隨之增多，使得脆化效應增大。這種效應一般在N=3×1019/cm2之后逐漸趨于飽和，表現(xiàn)為相應曲線的平臺產(chǎn)生。

在RPV壽期內(nèi)，可通過優(yōu)化裝換核燃料方式以減少快中子注量。

3.2 輻照脆化效應的跟蹤監(jiān)督

為了預測反應堆壓力容器鋼的輻照脆化效應及參考無塑性轉(zhuǎn)變溫度的增量（ΔRTNDT），各國的規(guī)范從大量監(jiān)督試驗結(jié)果和輻照數(shù)據(jù)中擬合出了不同的參考無塑性轉(zhuǎn)變溫度的增量。ΔRTNDT預測公式如下。

(1) 美國NRC管理導則RG1.99（Rev.2）公式：

ΔRTNDT=5/9[CF]?f×0.28-0.10logf

RG1.99（Rev.2）中的表2，根據(jù)Cu、Ni元素含量給出了母材的化學因子CF值，允許進行線性插值。

(2) 法國RCC-M規(guī)范ZG 3430 計算公式：

ΔRTNDT=［22+556（Cu-0.08）+2 778（P-0.008）]?f×1/2

RCC-M（2000版）對于此公式的使用有如下限制條件: 只適用于中子注量在1.0×1018～6.0×1019n/cm2、輻照溫度在275～300 ℃的范圍。而RCC-M（2007版）ZG 6120將適用范圍放寬到8.0×1019n/cm2。

文獻[10]報道，為了跟蹤和掌握實際輻照損傷的程度，對在役反應堆壓力容器，是根據(jù)隨堆輻照監(jiān)督管定期取出的V形缺口沖擊試樣、拉伸試樣和緊湊拉伸試樣（CT）及彎曲試樣的試驗結(jié)果，擬合出材料的無塑性轉(zhuǎn)變溫度RTNDT而得出的。輻照監(jiān)督監(jiān)測的結(jié)果用來驗證由中子注量、材料化學成分的影響而推導出的ΔRTNDT預測值（本節(jié)所述的2個公式計算值），為確定在役階段壓力容器水壓試驗的試驗溫度、壓力容器升溫及降溫階段的壓力-溫度運行限值曲線等數(shù)據(jù)提供參考，通常情況下預測的ΔRTNDT應不低于實測ΔRTNDT，否則，就要對RPV的壓力-溫度運行限值進行調(diào)整。

核電站的運行單位，在核電站運行前，必須針對輻照監(jiān)督試樣的設置、取出的計劃、取出試樣的要求、數(shù)據(jù)的擬合要求等詳細編制一份《反應堆壓力容器輻照監(jiān)督大綱》，并在實施前應該得到國家核安全局的審查認可。

4 反應堆壓力容器的承壓熱沖擊

一方面，當反應堆一回路發(fā)生假想的失水事故時，為防止堆芯熔化，由堆芯應急冷卻系統(tǒng)向堆內(nèi)注水，由于壓力容器內(nèi)表面從300 ℃的運行溫度狀態(tài)下急劇地被冷卻，此時，壓力載荷與熱載荷的組合效應會在反應堆壓力容器（RPV）內(nèi)壁產(chǎn)生較高的拉應力。另一方面, 當核電廠運行至壽期末時，快中子輻照效應可能導致堆芯帶區(qū)的斷裂韌性下降。這樣, 嚴重的承壓熱沖擊（PTS）事件可能引起RPV內(nèi)表面附近的裂紋缺陷失穩(wěn)，使得裂紋擴展最終導致容器脆性破裂。發(fā)生失水事故時，壓力容器必須有充分的密封性以保證堆芯能補充冷水，但是，由于貫穿性破裂引起的開口或破斷等情況發(fā)生，使堆芯不能充分冷卻，有誘發(fā)二次安全事故的危險[11]。

反應堆壓力容器受到過冷熱沖擊時, 按其一次事故（造成過冷熱沖擊的那種事故）的種類呈現(xiàn)出復雜的情況。為便于了解，文獻[11]按其成因事故的名稱整理，大多分成以下5類：

（1）大破裂引起冷卻劑喪失事故（LBLOCA）時的熱沖擊。

（2）小破裂引起冷卻劑喪失事故（Small Break Loss of Coolant Accident，SBLOCA）時的熱沖擊。

（3）主蒸汽管道破裂事故（Main Steam Line Break，MSLB）時的熱沖擊。

（4）給水過度事故（Runaway of Feed Water Transient，RFT或Excessive Feed Water，EFW）時的熱沖擊。

（5）蒸汽發(fā)生器內(nèi)的蒸發(fā)管破裂事故（Steam Generator Tube Rupture，SGTR）時的熱沖擊。

這些,除了(1)的情況外都保持高內(nèi)壓，所以都會不同程度地發(fā)生承壓熱沖擊。

在承壓熱沖擊方面，如中國、美國等都制定了相關標準。我國的EJ/T 732標準；美國核管會（NRC）針對核電廠對PTS效應，相繼制定的R.G 1.154和10CFR50.61法規(guī)。

對PTS的主要要求概括如下：

（1）鑒別準則：采用壽命末期（EOL）中子注量估算堆芯環(huán)帶區(qū)（core beltline）的RTPTS，對于板材、鍛件和軸向焊縫要求RTPTS不大于270 ℉（132 ℃）；對于環(huán)向焊縫要求不大于300 ℉（149 ℃）。只要滿足上述鑒別準則，由PTS引起的風險認為是可以接受的。

（2）對于RTPTS超過鑒別準則，但還希望繼續(xù)運行的電廠，要進行大量的安全分析，證實到壽期末PTS事件下的裂紋貫穿概率小于5×10-6/堆?年。

（3）安全分析報告必須在預期超過鑒別準則的前三年提交安全分析報告，給核安全管理當局審查。因此，對于RTPTS超過鑒別準則的電廠，沒有經(jīng)過安全分析和審批是不能繼續(xù)運行的。

RTPTS值的計算在我國的EJ/T 732標準中有下列公式（1）和公式（2）計算，取二者所得溫度的較低值。

式中：I——未輻照材料的RTNDT；

M——裕度，用以包絡RTPTS、銅、鎳含量、中子注量以及計算方法的不確定性，對于公式（1），M=9 ℃；對公式（2），M=-18 ℃；

Cu——材料中銅含量的質(zhì)量分數(shù)；

Ni——材料中鎳含量的質(zhì)量分數(shù)；

f——最佳估算中子注量（1019n/cm2，

E≥1 MeV），其部位為材料在服役期間受最大中子注量處的容器表面堆焊層與母材的交界處。

PTS專項安全分析中，應依據(jù)適用資料、新的研究成果以及在役檢查數(shù)據(jù)，重新核定壓力容器材料的性能，并采用概率斷裂力學方法分析，以確定如果允許超鑒別值繼續(xù)運行，應對設備、系統(tǒng)和操作進行何種改進，以阻止反應堆壓力容器由于假定的PTS事件造成的失效趨勢。

5 反應堆壓力容器的壓力-溫度限值的確定

為了滿足RPV的安全運行，為RPV的運行制定壓力-溫度限值制度是必需的。并且也有相關的標準要求。如我國EJ/T 918—94《壓水堆核電廠反應堆壓力容器壓力-溫度限值曲線制定準則》。

以我國第二代反應堆為例,反應堆機組正常運行狀態(tài)劃分為6個“運行模式”。這6個運行模式是：反應堆功率運行模式（RP）、蒸汽發(fā)生器冷卻正常停堆模式（NS/SG）、RRA冷卻正常停堆模式（NS/RRA）、維修停堆模式（MCS）、換料停堆模式（RCS）和反應堆完全卸料模式（RCD）。針對不同的運行模式，有不同的運行限值和條件。在某一時刻，機組出現(xiàn)何種運行模式，主要根據(jù)當時RCP系統(tǒng)的溫度、壓力、水位、功率水平等特征參數(shù)來確定[12]。

壓力-溫度（P-T）限值計算，可以按我國EJ/T 918—94《壓水堆核電廠反應堆壓力容器壓力-溫度限值曲線制定準則》進行計算，應分別計算：

（1）役前水壓試驗的P-T限值（含出廠水壓試驗、安裝后的水壓試驗）。

（2）在役水壓試驗與檢漏試驗的P-T限值（含在役水壓試驗、在役檢漏試驗、裝料前試驗溫度和堆芯未臨界時法蘭高應力區(qū)的試驗溫度限值）。

（3）啟動、停堆時的P-T限值曲線。

（4）堆芯運行（低功率物理試驗除外）的P-T限值。

（5）壓力-溫度限值曲線。

經(jīng)過上列計算，可以把反應堆壓力容器正常運行所關聯(lián)的溫度，從低到高排列在一條水平軸上，這樣可以直觀地反映出反應堆壓力容器安全運行的溫度區(qū)間,再加上以壓力為縱軸的數(shù)軸，則可以形成如參考文獻[12]中的P-T運行圖。

從核安全角度上考慮，為防止偏離泡核沸騰，除穩(wěn)壓器外一回路不應出現(xiàn)沸騰現(xiàn)象。另外也要避免主泵運轉(zhuǎn)時泵吸入口局部氣化，造成主泵葉片的氣蝕。故限制一回路冷卻劑平均溫度應比運行壓力所對應的飽和溫度低50 ℃。

考慮到穩(wěn)壓器和一回路主管道之間的波動管的兩端溫度所造成的溫差應力，一回路的運行平均溫度不得比壓力所對應的飽和溫度低110 ℃。

一旦發(fā)生了PTS，則需要對PTS、還要對壓力-溫度限值曲線進行修訂。

6 結(jié)束語

反應堆壓力容器在壓力-溫度的條件下運行的同時，由于高能量快中子對堆芯段筒體材料輻照的累積損傷，造成母材的無塑性轉(zhuǎn)變溫度升高。另外，在失水事故下，為保持堆芯的冷卻，需向堆內(nèi)注入冷卻水，而發(fā)生壓力和溫度的瞬態(tài)變化，RPV遭受承壓熱沖擊。針對以上運行載荷條件，一方面要減少快中子的輻照注量，同時進行輻照損傷的監(jiān)督；另一方面還要對運行時的壓力-溫度給出限值，依據(jù)PTS后的損傷進行調(diào)整，以確保反應堆壓力容器安全運行。

[1] 朱繼洲，等編著. 核反應堆安全分析[M]. 西安：西安交通大學出版社，1999：40-41.（ZHU JI-zhou, et al. Safety Analysis of Nuclear Reactor [M]. Xi'an: Xi'an Jiaotong University Press, 1999:40-41.）

[2] 束國剛，陸念文. 壓水堆核電廠關鍵金屬部件的老化和壽命評估[J]. 中國電力，2005,39(5)：53-58.（SHU Guo-gang, LU Nian-wen. Ageing and Life Assessment for Key Metal Components of PWR NPP [J]. China Electric Power, 2005, 39(5):53-58.）

[3] 楊文斗.反應堆材料學[M].北京：原子能出版社，2000：161-170.（YANG Wen-dou. Science of Reactor Materials [M]. Beijing: Atomic Energy Press, 2000:161-170.）

[4] 陸斌，丁亞平. 國產(chǎn)低合金鋼腐蝕疲勞和輻照脆化行為研究[J]. 腐蝕與防護，2001,22(11) ：463-467.（LU Bin, DING Ya-ping. Study on Corrosion Fatigue and Irradiation Embrittlement Behavior of Home-made Low-alloyed Steel [J]. Corrosion and Protection, 2001, 22(11) :463-467. ）

[5] 美國15座反應堆的壓力容器因輻照而脆化[N]. 國際先驅(qū)論壇報,1993-04-03.（Embrittlement of RPV in 15 US Reactors Caused by Irradiation [N]. International Herald Tribune, 1993-04-03.）

[6] G.R. Odette, G.E. Lucas. Embrittlement of Nuclear Reactor Pressure Vessels, [J]. JOM，2001，53 (7)：18-22.

[7] Wang J A，Rao N S V，Konduri S.The development of radiation embrittlement models for US power reactor pressure vessel steels.[J]. Nucl. Mater，2007，362：116-120.

[8] Krieg R. Failure strains and proposed limit strains for an reactor pressure vessel under severe accident conditions. Nucl Eng Des，2005，235：199-203.

[9] Peter Hausild，Milos Kytka，Miroslav Karlik，et al. Influence of irradiation on the ductile fracture of a reactor pressure vessel steel[J]. Nucl. Mater，2005，341：184-186.

[10] 孫海濤. 壓水堆核電廠反應堆壓力容器輻照脆化評價與監(jiān)督[J]. 核安全，2010，(3) ：17-21.（SUN Hai-tao. Irradiation Embrittlement Assessment and Monitoring for PWR NPP RPV [J]. Nuclear Safety, 2010, (3) :17-21.）

[11] 廣東核電培訓中心編. 900 MW壓水堆核電站系統(tǒng)與設備(下冊)[M]. 北京：原子能出版社，2007，1： 583-584.（Complied by Guangdong Nuclear Power Training Center. System and Equipment of 900 MW PWR NPP (Second-half Volume) [M]. Beijing: Atomic Energy Press, 2007,1:583-584.）

[12] 矢川元基.核反應堆壓力殼安全性研究的新課題：加壓熱沖擊問題[J]. 壓力容器，1984，(6)：60-68.（矢川元基. New Subject for Study on Reactor Pressure Vessel Safety: Pressurized Thermal Shock Issue [J]. Pressure Vessel, 1984, (6):60-68.）

Basic Reasons Affecting the Safe Operation of the Reactor Pressure Vessel and Countermeasures

SHI Yao-xin
(State Nuclear Power Engineering Co., Ltd., Shanghai 200233，China)

Viewing from realization of nuclear reactor safety goal and operation conditions, this paper analyzes the failure model of reactor pressure vessel under pressure, temperature and fast neutron irradiation as well as its basic reasons. Forecast and monitoring means for E≥1 MeV fast neutron irradiation damage are presented. The brittle fracture may be caused by pressurized thermal shock are analyzed, and analytic means are put forward. Finally the calculation methods for the pressure-temperature limit for RPV safe operation under various operation conditions are analyzed and introduced.

reactor pressure vessel；irradiation embrittlement；pressurized thermal shock PTS；pressure-temperature

TL36 Article character：A Article ID：1674-1617(2012)01-0040-06

TL36

A

1674-1617(2012)01-0040-06

2011-08-16

施耀新（1962—），男，高級工程師，本科，從事堆本體設備設計及技術支持工作。