法国900MWe压水堆RPV中子辐照脆化寿命管理策略研究

万强茂，束国刚，王荣山，丁 辉，任 爱，彭 啸，张 琪，雷 静

（1．武汉大学动力与机械学院，湖北武汉430072；2．苏州热工研究院有限公司，江苏苏州215004；3．中广核工程有限公司，广东深圳518031）

法国从1974年第一次石油危机开始选择大力发展核电。目前，法国核电发电量占到发电总量的75%以上。国家电力公司（EDF）旗下共有58个压水堆（PWR），都是基于40a工程寿命进行设计的，其安全分析报告也使用40a寿命。然而，40a寿命是根据核电站成本摊分得到的经济寿命（折旧寿命），并非考虑材料老化效应而得到的技术寿命［1］。从法国核电监管法规来看，核电站的运行执照无期限。只要通过定期安全评审，确定继续运行是安全的，那么核电站就可以10a一个循环一直运行下去。自1987年EDF就已经制定核电站寿命计划，重点在于理解和预测老化问题［2］，以便将来实现核电站的延寿运行。2010年7月，EDF宣称正在评估所有在役核电站60a延寿寿命的前景，这包括更换所有的蒸汽发生器（目前每年平均更换两个机组的蒸汽发生器）和其他翻新，预计每个机组延寿费用在4～6亿欧元［3］。

反应堆压力容器（RPV）属于不可更换的非能动长寿命安全相关部件，其寿命决定了整个核电站的寿命。RPV材料的中子辐照脆化是最主要的老化机理之一，也是限制RPV安全运行的因素之一。论证在延寿期内RPV在所有工况尤其是紧急工况和事故工况下，仍然能够正常运行是一项重要工作［1］。

1 RPV材料辐照脆化认知与评价

1．1 辐照脆化敏感元素含量

与我国PWR一样，法国PWR的RPV采用锻件筒体焊接而成，堆芯段一般由两个中间筒体加上其间一条环焊缝构成。RPV材料为一种Mn－Ni－Mo低合金钢（16MND5或A508－3钢），辐照脆化敏感元素有Cu、P、Ni等。法国54个RPV材料化学成分见表1，除CP0核电站外，其他RPV辐照脆化元素（Cu、P、Ni）含量相对较低。

表1 RPV材料成分①、40a末快中子注量水平②及其参考温度的最大预测值［1－2，4］Table 1 RPV material composition，neutron fluence at the end of 40years and the maximum predicted reference temperature

1．2 辐照脆化微观机理和宏观性能变化

RPV材料辐照脆化可以从微观和宏观两个方面来认识。一方面，RPV材料辐照脆化微观机制包括硬化型和非硬化型两种，前者可细分为基体损伤（辐照诱发的空位、间隙原子、空位团、位错环、空位－溶质复合体等）和溶质原子团簇析出（辐照增强的富Cu原子团簇CRP、富Mn／Ni溶质团簇等），这些晶内辐照缺陷能够阻碍位错运动，使得材料硬化；后者为杂质元素（如P）或合金元素在晶间偏析导致晶间弱化。由于严格限制了P元素含量，在PWR型RPV材料辐照脆化微观机制主要为硬化型。另一方面，长期在中子辐照作用下，RPV材料宏观性能会出现退化，主要表现为屈服强度增加，韧脆转变温度升高，断裂韧性降低和上平台能量下降。

RPV材料中子辐照脆化程度影响因素较为复杂，主要包括材料因素（合金元素和杂质元素含量、微观组织、产品类型）和辐照环境因素（温度、中子注量、中子注量率、中子能谱分布）等。

1．3 辐照监督大纲

为了提前预测RPV辐照脆化行为，每个反应堆都设计有一定数量的辐照监督管，以便定期取出并进行监督实验，评估RPV材料辐照脆化性能。法规规定：RPV辐照监督管内的监督材料辐照脆化行为必须能够代表RPV自身的辐照脆化行为，因此辐照监督大纲对监督材料、监督试样、监督管温度和监督管中子剂量计都提出了要求［5］。

（1）监督材料

——母材应该取自堆芯段筒体延伸段；

——焊缝金属和热影响区应该按照堆芯段相同的焊接工艺制作；

——除此之外，监督管内还可以放置一定数量的参考材料，以便与其他RPV辐照监督数据进行比较，分析异常数据。法国PWR核电站参考材料为A533B板材。

（2）监督试样

——母材试样均取自制造反应堆RPV的锻件筒体，取样部位为距锻件筒体内表面1／4厚度处；

——焊缝试样均取自于：离焊缝根部和焊缝表面距离均大于12．7mm的焊缝中心部位；

——母材、焊缝、热影响区试样取样方位见图1；

——CPY型RPV辐照监督管装载试样类型及数量见表2。

图1 试样取样方位Fig．1 Sampling orientation

表2 CPY型RPV辐照监督管装载试样类型①及数量Table 2 Type and quantity of samples loaded in irradiation surveillance capsules for CPY－RPV

（3）监督管温度

每根监督管中装有2个304℃探测装置和1个310℃探测装置。

监督管最高温度通过这些温度探测装置中的低熔点合金是否发生熔化变形判断。

（4）中子剂量计

监督管中装载有两类中子注量探测装置即裂变剂量计和活度剂量计，900MWe型RPV每根监督管装载的中子注量剂量计的类型，见表3。

表3 900MWe型RPV每根监督管装载的剂量计类型Table 3 Type of dosimeter loaded in each surveillance capsule for 900MWe－RPV

1．4 监督试验及辐照脆化评价

目前法国法规规定，RPV材料辐照脆化评价主要依赖于监督管内装载的Cv试样。Cv试验采用仪器化ISO标准锤头，按法国标准（AFNOR）执行。试验温度选择原则是：保证能很好地描述从脆性断裂模式向韧性断裂模式的韧脆转变曲线。韧脆转变曲线应该能够导出转变温度TCV（包括T56J、T0．9mm、FATT）、上平台能量USE及其分散度。比较辐照前后韧脆转变曲线，可以确定转变温度增量：

法规中的基本假设为转变温度增量ΔTCV等于参考温度增量ΔRTNDT（断裂韧性参考曲线增量），即：

对于母材，ΔRTNDT采用FIS公式计算：

对于焊缝，ΔRTNDT采用EDFs公式计算：

根据RSEM B6312，监督试验测量的转变温度增量需要与FIS或EDFs预测值进行比较，确定预测公式的保守性（即测量值≤预测值）。

RPV辐照材料参考温度可由未辐照材料初始参考温度加上参考温度增量得到，即：

ΔRTNDT一般为预测值，当实测值小于预测值时，也可采用实测值。

RTNDT，IRRAD代入ASME规范规定的断裂韧性参考曲线KIC，KId～RTNDT（即用RTNDT，IRRAD代替RTNDT），就可以确定RPV辐照材料的断裂韧性。

2 RPV辐照监督结果

截止2004年，EDF从54个PWR堆取出了约180个监督管并进行试验评价。

2．1 中子注量评价

监督管剂量计数据由原子能委员会（CEA）利用ACTIGE程序分析，可以得到监督管参考点（即中子注量率因子计算位置）的快中子注量和快中子注量率，并且根据其在监督管内轴向和径向位置可以确定每个试样的积分快中子注量［5］。

每个剂量计的快中子注量率计算公式：

式中：τexperiment，i——监督剂量计活性测量得到；σTRIPOLI，i——利用TRIPOLI程序根据能谱进行的参考计算值。

再由每个剂量计含量进行加权平均得到总的中子注量率因子，再乘于辐照时间即可到达快中子注量［1］。

按照这个计量方法确定的快中子注量，需要与核电机组运行图和根据反应堆几何进行中子输运计算结果进行比较，分析三者之间的一致性。对180个监督管进行比较分析，发现三种方法确定的结果差异不超过10%，表明了这种计量方法的高质量，也表明了所有反应堆运行的均匀性［1］。

2．2 ΔTCV测量值及其分散度

各种监督材料的ΔTCV测量值与中子测量装置确定的快中子注量作图，见图2。可以看出，RPV材料辐照脆化仍为中等程度而具有相对较高的分散性。对于母材，ΔRTNDT最高值为83℃，对应于快中子注量5．24×1019n／cm2。对于焊缝，ΔRTNDT最高值为89℃，对应于快中子注量7．26×1019n／cm2。对于母材和焊缝，在某一给定快中子注量下，ΔRTNDT分散度高达60℃。而对于热影响区和尤其对于参考材料，ΔRTNDT分散度明显较低。可以看出，由于CP0堆焊缝的辐照脆化敏感元素含量较高，其ΔRTNDT高于平均值。

图2 ΔTCV与中子注量关系：母材、焊缝、热影响区和参考材料（900／CP0：三角形，900／CPY：点；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）

单一的辐照效应和／或实验条件（试样数量、试样与温度的分布、温度、快中子注量测量、冲击吸收能量和转变温度确定等）都不能合理解释母材和焊缝的ΔRTNDT高达60℃的分散度幅值。而另一方面，材料不均匀性对总体分散度具有很大的贡献。材料不均匀性可归于：

——试样规模：未辐照试样也许不能够正确代表辐照试样的初始状态；

——一批试样：尽管按照非常相近的条件和标准制造，然而从不同材料上获取的数据并不能够认为严格相同。

2．3 ΔTCV测量值与ΔRTNDT预测值

ΔTCV测量值与ΔRTNDT预测值比较，见图3。就收集的约180个监督数据总体来看，仅有少量测量值超过预测值10℃以上。这说明FIS和EDFs预测公式分别能够合理的描述母材和焊缝的辐照脆化行为。

3 寿命评价技术和管理策略

3．1 逐个RPV的RTNDT评价方法

基于中子辐照脆化考虑，要保证RPV长期安全可靠运行，需要进行三个分析—压力温度限值曲线（P－T曲线）计算、承压热冲击（PTS）分析和上平台能量（USE）分析。由于法国RPV在寿期内一般能满足USE≥56J。因此，RPV中子辐照脆化寿命评价主要工作见图4。EDF主要从事以下三个方面的工作：

图3 ΔRTNDT实测值与预测值的比较（900／CP0：三角形，900／CPY：点；1 300／PQY：正方形）Fig．3 Comparison between the measured and calculated RTNDTshifts（900／CPO：triangle，900／CPY：point，1 300：square）

图4 逐个RPV的RTNDT评价方法Fig．4 Evaluation of RTNDTcase by case

——更好理解RPV材料性能（包括辐照效应），如3．1、3．2节；

——更精确评价快中子注量和中子计算，如3．3节；

——采用特定的无损检测工具，基于RPV容器壁检查的无损检测检查计划，如3．4节。

3．2 主曲线方法

3．2．1 断裂韧性试验

由于监督管内仅含有少量的0．5T－CT试样和采用小尺寸试样测量断裂韧性的有效性存在一些未决问题，因此在辐照监督计划中直接测试RPV辐照材料的断裂韧性并不常见。然而，法国最近应用主曲线方法对辐照0．5T－CT进行了一系列试验。截至2004年，从900MWe PWR（中等辐照脆化和相对高辐照脆化）辐照监督计划中选取了250多个CT试样进行了断裂韧性试验。其中一半为母材试样，一半为焊缝试样，80%为辐照材料，大部分材料的中子注量对应于40a末之后的数值［1］。

3．2．2 断裂韧性实测值与RCCM规范曲线比较

有效断裂韧性试验数据点（KJC、T－RTNDT）与RCCM规范曲线比较，见图5（a），图中RTNDT采用计算值（计算时材料化学成分为炉分析成分乘上一个高估系数，以包络堆焊层下偏析区的化学成分）。从图中可以看出，所有的KJC测量值都包络于RCCM规范曲线。大多数KJC试验数据点与RCCM规范曲线之间间隔一定距离，其验证了法规方法（见2．4节）的保守性。试验数据有明显分散度，暗示着这种间接方法的经验特性［1］。

图5 断裂韧性实测值与（a）RCCM规范曲线、（b）主曲线的比较Fig．5 Measured values of fracture toughness compared with（a）RCC－M Code Curve and（b）Master Curve

3．2．3 主曲线方法的应用

应用主曲线方法，对每组试样确定了参考温度T0，所有KJC试验数据与主曲线一块作图，见图5（b）。试验数据似乎很好的分布在主曲线的95%上包络线与5%下包络线之间和T0±25℃温度范围内的中心区域。由RCCM规范曲线包络的两个最低值，似乎距离主曲线的1%下包络线不远。这种观察结果进一步证实了：主曲线方法可用于描述RPV断裂韧性的能力。

选定具有相似材料特征（化学成分、中子注量水平）的容器的焊缝金属断裂韧性作为一组，采用多温度法确定该组焊缝的参考温度T0，由于断裂韧性值的数量多于标准最低要求，从而能够提高T0的精度。对6个容器的参考温度差异小于20℃的焊缝金属，多温度法确定该组新的参考温度T0，KJC试验数据对T－T0作图，试验数据仍然分布在主曲线的95%上包络线和5%上包络线之间，并包络于RCCM规范曲线，见图6。这个结果验证了利用主曲线方法对每个容器进行单独分析的结果［1］。

图6 多温度法确定6个容器的焊缝金属为一组的参考温度T0Fig．6 T0determination for a group of six vessels using the multi－temperature analysis

3．3 试样重组技术

Chooz A核电站RPV堆芯段由B筒体（Cu0．08%P0．017%）和C筒体（Cu0．08%P0．017%）焊接而成，原始监督材料只有C母材，没有B母材，但监督管中热影响区材料是由B母材制成的。在1987年和1988年评估Chooz A核电站寿命时，低铜高磷的B母材是否存在加速辐照效应是一个必须解决的问题。为此，EDF委托美国Battelle实验室从监督热影响区破断试样上截取合适尺寸重组加工了38个Cv试样，其中31个为辐照试样。结果表明，B材料比C材料辐照脆化程度略小，Chooz A监督材料在堆内监督条件下没有观察到辐照脆化饱和效应，寿期末RTNDT为77℃，中等程度［5］。

法国珐马通先进核能公司（FRAMATOME ANP）利用电子束焊接技术，为西班牙Garona核电站制备了10mm长插入段的重组CT试样（插入段取自破断后的原监督Cv试样）。CT重组试样和完整试样得到的参考温度T0相同，这说明法国已经掌握了电子束焊接试样重组技术［6］。

3．4 燃料管理及中子注量精确计算

3．4．1 燃料管理策略

法国PWR核电站最初参考标准燃料管理，装载的燃料为富集度3．25%的1／3－UOX燃料（UO2）。近年来法国采用优化装载模式——“GARANCE”模式，一种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。这种装载模式采用富集度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也考虑两个持续广泛应用的燃料管理趋势：

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

——在1 300MWe堆中实行平均18个月换料的燃料管理策略。

与此同时，为了进一步降低RPV最高中子注量率位置的中子注量率，EDF也正在进一步优化燃料装载模式［1］。

3．4．2 容器内外安装剂量计——中子注量计算基准试验

St．Laurent B－1机组是900MWe堆，从第18个燃料循环开始装置MOX燃料。为了验证中子输运计算方法，在1992年5月至1993年6月，EDF在该机组上特定监督管中安装了大量的中子剂量计和在反应堆坑中安装了3个容器外剂量计链。测量点剂量计类型和数量，见表4。这些剂量计经历一个燃料循环之后取出并测量RPV容器内和容器外的反应率。Framatome用DORT＋DOTSYN 3－D合成模块计算了各个剂量计反应率，其中材料微观界面数据取自于ENDF／B－Ⅳ和ENDF／B－Ⅵ数据库。对于容器内，计算值与测量值比值为0．94，分散性小，对于容器外，计算值与测量值之比为1．12，表明了计算低估了中子在容器内的衰减程度。相比于传统20%不确定度来说，这个结果较好［7］。

表4 测量点剂量计类型和数量Table 4 Type and quantity of dosimeter at measuring points

3．4．3 精确评价中子注量计算

堆工物理程序，结合经过广泛研发结果验证的最近确定的中子截面数据库，可以精确评价RPV所有区域的中子注量。EDF采用特别的中子计算程序“EFLUVE”，在每次更换燃料计划之前为每个PWR计算每一年中子注量水平。与此同时，中子注量分布图采用两种平行的方法确定：一种为二维保守评价方法，即基础设计中子注量率×利用率×时间。另一种为三维最佳估计评价方法，考虑燃料装载模式和燃料管理策略以及反应堆的几何模型决定的空间效应（轴向、周向和径向）［1］。

排除任一突发事件，当前燃料管理相比参考标准燃料管理模式，900MWe型RPV40a寿期末快中子注量预测值降低约15%～40%，见图7［1］。

图7 900MWe型RPV40a寿期末中子注量预测值Fig．7 Predicted value of neutron fluence at the end of 40years life for 900MWe－RPV

3．5 在役检查技术

按照图4方法B，束带区堆焊层第一层内或堆焊层下的浅缺陷尺寸（Subcladding defect，由在役检查获得），是确定中子注量和RTNDT的输入数据。

1998年以来法国开发了一种无损的、基于“聚焦超声探头”技术的水下检验方法，用于检查RPV堆焊层下浅裂纹（离距离表面第一个25mm深），每10a定期大修停堆检查一次。

作为法国核电站在役检查的一部分，EDF已经包括了在每10a定期大修停堆系统检验。基于最小探测阀值，尺寸为6mm深、60mm长的缺陷被确定为所有RPV完整性研究的参考缺陷。

900MWe－RPV机械性能试验结果表明，在考虑材料辐照脆化之后，无论参考缺陷处于束带区哪个位置，参考缺陷都是可以接受的。

1999年2月，TRICASTIN－1在役检查发现大于参考缺陷尺寸的裂纹信号，按图4进行的案例分析表明，40a寿期内12mm深、50mm长裂纹仍然是可以接受的，并具有较高的安全裕量。

3．6 插入备用监督管

在原4个监督管抽取之后，EDF决定在RPV内再插入两个备用监督管。这两个备用监督管分别将在堆内监督13a和16a，用以评估RPV50年和60a寿期（延寿期内）的中子注量和。

4 研发活动

为了评估900MWe型PWR延寿运行至60a的可能性，EDF在2004年前后制定了一项大型的工程和研发计划，研究重点在于防止因辐照引起的RPV快速断裂，其主要目的是［10］：

——对应于60a长寿期的特定数据研究；

——研究新方法来改进论证，包括多个主题比如中子注量评价、断裂韧性确定、包括概率方法的结构完整性分析和瞬态定义，并分析其保守性和不确定度；

——缓解方法的评价；

4．1 中子辐照脆化试验研究

4．1．1 中子注量率效应研究

在1989年至1995年，法国CEA和EDF联合起来实施了中子辐照试验研究［11］。该项研究的主要目的是：

——量化法国反应堆容器和监督管的中子能谱效应；

——确定可用于由辐照监督试验数据来评价RPV辐照脆化行为的最合适的辐照参数（dpa，ΦE＞1MeV、ΦE＞0．5MeV、ΦE＞0．1MeV）；

该项研究结果（表5）表明，中子能谱效应非常弱，ΦE＞1MeV是最合适的辐照参数（由辐照监督试验数据来评价RPV辐照脆化行为）。

表5 法国ESTEREL辐照试验研究中M1、M2焊缝规定非比例延伸率为0．2%时的延伸强度增量和转变温度增量对OSIRSI和SILOE实验堆辐照参数Table 5 Difference in yield strength increment，transition temperature shift and fluence for two weld metals in the ESTEREL projection

4．1．2 对应60a寿期的RPV老化数据试验研究

工作主要在于确定RPV60a服役寿期之后材料力学性能。检验的老化机制为辐照和不可逆回火脆化。将于重建的运行条件是：

——快中子注量水平为10×1019n／cm2；

——堆芯区运行温度为290℃，满功率年为48a，其相当于在400℃老化80 000h。

考虑到辐照脆化，目的是验证转变温度增量预测公式和直接测量材料的断裂韧性。

考虑到不可逆回火脆化，目标是验证Mac Lean模型。

研究的主要内容包括母材金属、堆焊层下热影响区、焊缝和两层SAW堆焊层。

研究材料为具有中等老化趋势和最高老化趋势的3－回路RPV材料［2］。

4．1．3 脆化机理研究

EDF参与了欧洲PERFECT项目。在该项目中铁素体模拟合金、法国16MND5材料在实验堆中进行辐照，中子注量范围0．18×1019～13×1019n／cm2［12］。高精度表征技术研究结果表明，辐照主要产生点缺陷和溶质团簇。在含Cu钢种，主要形成富Cu溶质团簇。在不含Cu钢种，只有某一高注量阀值之后才形成富Mn／Ni溶质团簇，其实质上主要是辐照诱发形成的间隙型位错环。

4．2 热工水力分析研究

数值计算流体力学的主要目的在于精确评估RPV下降沿温度分布和RPV内表面传热系数，为后续断裂力学计算提供输入数据。在考虑RPV冷却过程中的共轭传热条件下，EDF热工水力程序（Saturne程序）与热固程序（SYRTHES程序）耦合可以得到RPV冷却的数值结果，从物理现象来看，EDF热工水力程序（Saturne程序）在评价单相传热瞬态时是合格的。但是当冷腿段内部分充满蒸汽时，RPV冷却过程变成一个两相传热问题，并存在新效应，比如由于过冷的紧急堆芯冷却水注入引起的冷凝作用。这类瞬态事件下需要更先进的两相局部三维热工水力程序。为此，EDF启动一个计算流体力学项目，建立了一个程序，以扩展Neptune＿CFD两相流求解器（一种解决两相流传热问题的工具）的能力。验证性研究在Hybiscus试验设施上进行了，试验中在第三个下降沿对应的冷腿段注入过冷的紧急堆芯冷却水。验证性试验和数值分析得到的温度分布对比分析，结果令人满意［13］。

4．3 力学分析研究

4．3．1 细观断裂力学模型

2005年，EDF基于断裂力学局部方法建立了一个A508－3钢由辐照脆化引起的ΔT56J和ΔTKIc100）预测模型［14］。该模型包括三部分：（a）基于Bridgman分析的温度和应变速率相关粘塑性模型，描述非损伤材料力学行为。（b）韧性撕裂的改进Rouselier模型。（c）由Beremin模型导出的脆性断裂模型。该模型已用于预测不同辐照水平下RPV钢参考温度增量。

4．3．2 热预应力（Warm pre－stress）

法国RPV的PTS分析中确实考虑了热预应力的潜在有利影响。尽管几乎每个PTS事件下都应该存在热预应力效应，然而RCCM规范中并未包括这种热预应力效应。

EDF先前一个大的试验项目包括有利用常规CT试样进行大量热预应力试验。这些温应力试验结果证实了热预应力效应的有利影响—大幅度提高材料断裂韧性。相比文献数据，没有观察到非预期结果。

EDF研究热预应力效应进入到第二个阶段，于2002年参与欧洲SMILE项目，该项目一个关键点是证实大尺寸部件也存在热预应力效应。2004年年初，在一个含有环形裂纹的大圆筒模拟了一个非常接近于实际PTS事件的PTS瞬态，模拟结果证实了热预应力效应。

所有这些试验研究都采用了不同力学方法比如局部方法进行了相应的数值计算。新参数Gp似乎能够很好表征载荷历史和热预应力［10］。

4．3．3 约束效应（Constraint effect）

通常断裂韧性数据是由CT试样测得的，是材料性能的下界值（CT试样具有高约束度）。然而大量证据表明，多数情况下RPV缺陷上加载过程中约束度要小于CT试样的约束度。

EDF参与了一项以开发和验证“约束效应评价”新程序为目的的欧洲项目VOCALIST研究［10］。

4．3．4 止裂

由于在PTS事件下容器壁从内到外温度升高断裂韧性提高，裂纹扩展到容器内部可能发生止裂。EDF启动了裂纹止裂的试验和数值模拟项目［10］，其目的在于：

——建立法国RPV母材的裂纹止裂断裂韧性KIa数据库；

——开发模拟裂纹扩展和裂纹止裂的数值模型。

4．3．5 概率断裂力学

1999年EDF首次采用概率断裂力学进行PTS分析，在分析中考虑了所有输入参数的不确定度，确定最主要参数及其部分安全系数［10］。其考虑的主要参数包括：

——束带区快中子注量分布及其不确定度；

——束带区裂纹深度分布及其数量；

——断裂韧性KIC／KIR－（T－RTNDT），及这些参数的不确定度；

——瞬态压力－温度描述和事件数量。

首次概率断裂力学分析表明，RPV材料断裂力学这个参数非常重要。因此，EDF开展了所有可获得的断裂韧性数据的统计分析和参数概率分析。EDF即将重新评价其他参数，并完善对不确定度的理解。

4．4 其他研发活动——虚拟反应堆压力容器

（RPV－1）（限于篇幅略加介绍）

EDF参与研究一个国际REVE项目（模拟实验反应堆项目，目的是开发模拟轻水堆材料辐照效应的工具），与欧洲团队一起建立了第一个工具RPV－1（模拟RPV材料的辐照效应）［15］。在用于验证的中子注量率、中子注量和材料参数范围内，RPV－1模拟结果落在试验结果±20MPa范围内，±20MPa基本上是试验数据统计误差。此外，RPV－1能够再现法国ESTEREL项目试验结果。目前，EDF等正在开发RPV－2。

5 国内应用现状或前景

目前，我国每个在役核电站都设有辐照监督大纲，主要还是基于夏比冲击试验来评价RPV材料的辐照脆化性能；同时，将根据延寿决策来制定合适的备用监督管插入和抽取计划。2001年大亚湾核电站采用18个月换料，岭澳核电站从第6循环开始采用先进燃料管理策略1／4年度换料［16］。2011年，秦山第二核电厂1号和2号机组最终确定出长燃料循环堆芯燃料管理方案。在论证项目中，着重分析了燃料管理策略的改进对RPV中子注量影响。大亚湾、岭澳和秦山第二核电站分别采用法国MIS机、德国西门子SAPHIR机、自主研发SUPREEM机进行RPV在役检查，都是水浸超声波探伤技术［17］。主曲线方法和试样重组技术是最有希望的、能更准确评价材料断裂韧性性能的辐照监督试验新技术。国内在主曲线方法、试样重组技术、力学分析研究和高注量辐照脆化试验及热工水力分析等方面，已经或即将开展了一些探索性的研究，取得了一定的初步研究成果。发展自主化的虚拟反应堆压力容器，既能提高中子辐照脆化性能评价的可靠性，又能优化和指导后续辐照试验，具有重要的科学和工程意义。这些技术需要相关单位联合起来开展长期系统的研发活动，也需要大量持续的经费支持。这些技术成果将来极有可能应用于RPV寿命管理之中。

6 结束语

法国收集整理了国内180多个监督管共10 000多个Cv试验数据，并基于主曲线方法测试了250多个监督材料断裂韧性数据，这些数据与规范曲线对比分析表明：设计阶段RPV材料辐照脆化趋势假设是保守的。在多项寿命评价技术和管理策略实施之后，EDF预测900MWe型和1 300MWe型RPV在40a末参考温度RTNDT的最大值分别为82℃和66℃。在2010年7月，EDF宣称所有在役核电站目标服役寿命为60a，并已决定寿命中期再插入两个备用监督管，用以评价延寿期内RPV材料辐照脆化性能。为了进一步实现900MWe型PWR延寿运行至60a的可能性，EDF启动了RPV材料老化试验研究、热工水力和断裂力学计算、RPV－1等研发项目，并将持续深入研究。这些研发成果将有利于EDF PWR长寿期安全经济运行。

我国最早投运的两座核电站——秦山一期和大亚湾核电站，已考虑启动RPV延寿研究工作，已经应用或即将可能应用寿命评价技术和管理策略。法国在PWR RPV寿命管理策略方面的有益工作，值得我国借鉴。

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