影响反应堆压力容器安全运行的根本原因及应对措施

施耀新

(国核工程有限公司，上海 200233)

影响反应堆压力容器安全运行的根本原因及应对措施

施耀新

(国核工程有限公司，上海 200233)

从实现核反应堆安全目标和运行工况的角度，分析了反应堆压力容器在承受压力、温度和快中子辐照条件下的失效形式及根本原因。针对能量≥1 MeV快中子辐照损伤，给出了预测和监督方法；对承压热冲击下可能引发脆性断裂进行了分析，并提出了分析方法。分析和介绍了各运行工况下RPV安全运行的压力-温度限值计算方法。

反应堆压力容器；辐照脆化；承压热冲击PTS；压力-温度

实现核反应堆的核安全目标最关键的手段是防止堆芯融化，即正常运行时保持堆芯可靠冷却；停堆时及时导出堆芯余热；事故工况下保持足够的堆芯冷却能力。

文献[1]指出，根据对核电厂运行工况所做的分析，1970年，美国国家标准协会（ANSI）按反应堆事故出现的预计概率和对广大居民可能带来的放射性后果，把核电厂运行工况分为4类。

工况I——正常运行和运行瞬变。这类工况出现较频繁，所以要求整个过程中无须停堆，只要依靠控制系统在反应堆设计裕量范围内进行调节，即可把反应堆调节到所要求的状态，重新稳定运行。

工况II——中等频率事件，或称预期运行事件。这是指在核电厂运行寿期内预计出现一次或数次偏离正常运行的所有运行过程。由于设计时已采取适当的措施，它可能只迫使反应堆停堆，不会造成燃料元件损坏或一回路、二回路系统超压，只要保护系统能正常动作，就不会导致事故工况。

工况III——稀有事故。处理这类事故时，为了防止或限制对环境的辐射危害，需要专设安全设施投入工作。

工况IV——极限事故，也称之为假想事故。在发生极限事故时，专设安全设施的作用应保证一回路压力边界的结构完整，反应堆安全停闭，并可对事故的后果加以控制。

根据上述4类工况，把对堆芯的冷却要求和实现方法，分解到反应堆压力容器上，就是用于盛装堆芯及冷却剂的反应堆压力容器（RPV）的结构在预期的使用寿命内都要保持结构的完整性，防止失效，以满足冷却剂完全淹没堆芯并建立冷却条件的要求。并作为第二道安全屏障，RPV能防止放射性裂变产物外泄。

为了预防反应堆压力容器寿期内失效，除了在设计中要使结构强度留有足够的裕量，和制造质量符合设计要求，还要在运行中采取安全可靠的措施，确保在压力-温度、快中子辐照作用下安全运行。

1 影响反应堆压力容器安全运行的环境条件

在正常运行、预计运行事件及事故工况等4类工况下，反应堆压力容器的运行环境条件归纳为：

1）正常运行时，RPV承受高温、高压载荷；在受到外部事件的触发后，压力及温度还会出现瞬变。

2）反应堆压力容器堆芯段筒体，承受高注量率快中子（≥1 MeV）辐照，能引起材料无塑性转变温度升高。

3）失水事故状态下，触发安注系统的动作时，使得RPV承受承压热冲击，使脆性断裂的危险增加。

2 反应堆压力容器失效型式和根本原因

核电厂部件、系统和结构的失效归根结底是材料的老化[2]。

引起RPV材料老化的原因是疲劳破坏、脆性断裂。虽然腐蚀、蠕变和强度破坏也是失效的原因，但是，因为压力容器内壁堆焊有不锈钢衬里和钢的蠕变温度[0.4TK(TK为母材熔点)]远高于运行温度（320 ℃），故能防止腐蚀和蠕变的危害。对于疲劳开裂和强度破坏,因有严格的设计要求并规定必须有应力分析和应力测试以及疲劳试验，所以通过计算可以预断和防止这类破坏[3-4]。

而脆性断裂很难预料。因为脆性断裂具有：1）断裂前没有塑性变形、无任何预兆；2）在断裂应力低于屈服强度时，发生断裂；3）裂纹失稳后即迅速扩展而断裂等特点。所以脆性断裂是难以预料的突发性破坏且后果相当严重。从冶金学观点考虑,脆性断裂的根源在于钢的低温脆性、氢脆、蓝脆、延迟脆性和高温脆性等。氢脆、蓝脆、延迟脆性和高温脆性都可以通过热处理或合金化的方法加以避免,但低温脆性（又称冷脆）则较难克服，因为它是体心结构的钢固有的特征。RPV不但具有冷脆特征，而且快中子辐照又能明显增大其冷脆趋势[3]。

所以，材料的脆性断裂是对RPV安全运行的最大威胁，并成为研究重点[5-9]。在压力、温度和快中子辐照的共同作用下，当RPV的运行温度高于弹性破断转变温度时，材料处于韧性状态，故可以防止脆性断裂。但是，加压热冲击可能使脆性断裂的风险增大。

3 快中子辐照冷脆趋势及监督方法

以AP1000反应堆压力容器为例，反应堆压力容器的母材采用ASME规范材料SA508 Gr.3 CL1锻件材料。虽然对活性带区的材料中的镍、铜、磷、硫和钒等辐照敏感元素含量进行限制，以减少材料在役辐照脆化的敏感性，但是辐照损伤依然存在。

3.1 材料的初始基准无塑性转变温度RTNDT

金属材料所处温度降低时，由韧性状态转变为脆性状态的温度区域，称无塑性转变温度区。在无塑性转变温度区域以下，材料处于脆性状态，断裂形式主要为脆性断裂。

无塑性转变温度及无塑性转变温度的增量是决定反应堆压力容器寿命非常重要的指标。无塑性转变温度要通过一系列不同温度的冲击试验来测定，根据测定方法的不同存在着不同的表示方法。较常用的是落锤试验法，规定以落锤冲断长方形板状试样时断口100%为结晶断口时所对应的温度为无塑性转变温度。

无塑性转变温度增量的产生，是由于处于堆芯段的筒体和焊缝承受高注量率的快中子辐照，在材料内发生辐照损伤，使得无塑性转变温度（TNDT）显著升高，从而增加了反应堆压力容器脆性断裂失效风险。辐照损伤的程度取决于高注量率（E≥1.0 MeV）快中子的累积剂量，据资料介绍[10]，快中子（E>1.0 MeV) 注量是影响材料辐照脆化的一个重要因素，随着中子注量增加，更多的晶格原子受中子撞击，产生点缺陷的数量随之增多，使得脆化效应增大。这种效应一般在N=3×1019/cm2之后逐渐趋于饱和，表现为相应曲线的平台产生。

在RPV寿期内，可通过优化装换核燃料方式以减少快中子注量。

3.2 辐照脆化效应的跟踪监督

为了预测反应堆压力容器钢的辐照脆化效应及参考无塑性转变温度的增量（ΔRTNDT），各国的规范从大量监督试验结果和辐照数据中拟合出了不同的参考无塑性转变温度的增量。ΔRTNDT预测公式如下。

(1) 美国NRC管理导则RG1.99（Rev.2）公式：

ΔRTNDT=5/9[CF]・f×0.28-0.10logf

RG1.99（Rev.2）中的表2，根据Cu、Ni元素含量给出了母材的化学因子CF值，允许进行线性插值。

(2) 法国RCC-M规范ZG 3430 计算公式：

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

RCC-M（2000版）对于此公式的使用有如下限制条件: 只适用于中子注量在1.0×1018～6.0×1019n/cm2、辐照温度在275～300 ℃的范围。而RCC-M（2007版）ZG 6120将适用范围放宽到8.0×1019n/cm2。

文献[10]报道，为了跟踪和掌握实际辐照损伤的程度，对在役反应堆压力容器，是根据随堆辐照监督管定期取出的V形缺口冲击试样、拉伸试样和紧凑拉伸试样（CT）及弯曲试样的试验结果，拟合出材料的无塑性转变温度RTNDT而得出的。辐照监督监测的结果用来验证由中子注量、材料化学成分的影响而推导出的ΔRTNDT预测值（本节所述的2个公式计算值），为确定在役阶段压力容器水压试验的试验温度、压力容器升温及降温阶段的压力-温度运行限值曲线等数据提供参考，通常情况下预测的ΔRTNDT应不低于实测ΔRTNDT，否则，就要对RPV的压力-温度运行限值进行调整。

核电站的运行单位，在核电站运行前，必须针对辐照监督试样的设置、取出的计划、取出试样的要求、数据的拟合要求等详细编制一份《反应堆压力容器辐照监督大纲》，并在实施前应该得到国家核安全局的审查认可。

4 反应堆压力容器的承压热冲击

一方面，当反应堆一回路发生假想的失水事故时，为防止堆芯熔化，由堆芯应急冷却系统向堆内注水，由于压力容器内表面从300 ℃的运行温度状态下急剧地被冷却，此时，压力载荷与热载荷的组合效应会在反应堆压力容器（RPV）内壁产生较高的拉应力。另一方面, 当核电厂运行至寿期末时，快中子辐照效应可能导致堆芯带区的断裂韧性下降。这样, 严重的承压热冲击（PTS）事件可能引起RPV内表面附近的裂纹缺陷失稳，使得裂纹扩展最终导致容器脆性破裂。发生失水事故时，压力容器必须有充分的密封性以保证堆芯能补充冷水，但是，由于贯穿性破裂引起的开口或破断等情况发生，使堆芯不能充分冷却，有诱发二次安全事故的危险[11]。

反应堆压力容器受到过冷热冲击时, 按其一次事故（造成过冷热冲击的那种事故）的种类呈现出复杂的情况。为便于了解，文献[11]按其成因事故的名称整理，大多分成以下5类：

（1）大破裂引起冷却剂丧失事故（LBLOCA）时的热冲击。

（2）小破裂引起冷却剂丧失事故（Small Break Loss of Coolant Accident，SBLOCA）时的热冲击。

（3）主蒸汽管道破裂事故（Main Steam Line Break，MSLB）时的热冲击。

（4）给水过度事故（Runaway of Feed Water Transient，RFT或Excessive Feed Water，EFW）时的热冲击。

（5）蒸汽发生器内的蒸发管破裂事故（Steam Generator Tube Rupture，SGTR）时的热冲击。

这些,除了(1)的情况外都保持高内压，所以都会不同程度地发生承压热冲击。

在承压热冲击方面，如中国、美国等都制定了相关标准。我国的EJ/T 732标准；美国核管会（NRC）针对核电厂对PTS效应，相继制定的R.G 1.154和10CFR50.61法规。

对PTS的主要要求概括如下：

（1）鉴别准则：采用寿命末期（EOL）中子注量估算堆芯环带区（core beltline）的RTPTS，对于板材、锻件和轴向焊缝要求RTPTS不大于270 ℉（132 ℃）；对于环向焊缝要求不大于300 ℉（149 ℃）。只要满足上述鉴别准则，由PTS引起的风险认为是可以接受的。

（2）对于RTPTS超过鉴别准则，但还希望继续运行的电厂，要进行大量的安全分析，证实到寿期末PTS事件下的裂纹贯穿概率小于5×10-6/堆・年。

（3）安全分析报告必须在预期超过鉴别准则的前三年提交安全分析报告，给核安全管理当局审查。因此，对于RTPTS超过鉴别准则的电厂，没有经过安全分析和审批是不能继续运行的。

RTPTS值的计算在我国的EJ/T 732标准中有下列公式（1）和公式（2）计算，取二者所得温度的较低值。

式中：I——未辐照材料的RTNDT；

M——裕度，用以包络RTPTS、铜、镍含量、中子注量以及计算方法的不确定性，对于公式（1），M=9 ℃；对公式（2），M=-18 ℃；

Cu——材料中铜含量的质量分数；

Ni——材料中镍含量的质量分数；

f——最佳估算中子注量（1019n/cm2，

E≥1 MeV），其部位为材料在服役期间受最大中子注量处的容器表面堆焊层与母材的交界处。

PTS专项安全分析中，应依据适用资料、新的研究成果以及在役检查数据，重新核定压力容器材料的性能，并采用概率断裂力学方法分析，以确定如果允许超鉴别值继续运行，应对设备、系统和操作进行何种改进，以阻止反应堆压力容器由于假定的PTS事件造成的失效趋势。

5 反应堆压力容器的压力-温度限值的确定

为了满足RPV的安全运行，为RPV的运行制定压力-温度限值制度是必需的。并且也有相关的标准要求。如我国EJ/T 918—94《压水堆核电厂反应堆压力容器压力-温度限值曲线制定准则》。

以我国第二代反应堆为例,反应堆机组正常运行状态划分为6个“运行模式”。这6个运行模式是：反应堆功率运行模式（RP）、蒸汽发生器冷却正常停堆模式（NS/SG）、RRA冷却正常停堆模式（NS/RRA）、维修停堆模式（MCS）、换料停堆模式（RCS）和反应堆完全卸料模式（RCD）。针对不同的运行模式，有不同的运行限值和条件。在某一时刻，机组出现何种运行模式，主要根据当时RCP系统的温度、压力、水位、功率水平等特征参数来确定[12]。

压力-温度（P-T）限值计算，可以按我国EJ/T 918—94《压水堆核电厂反应堆压力容器压力-温度限值曲线制定准则》进行计算，应分别计算：

（1）役前水压试验的P-T限值（含出厂水压试验、安装后的水压试验）。

（2）在役水压试验与检漏试验的P-T限值（含在役水压试验、在役检漏试验、装料前试验温度和堆芯未临界时法兰高应力区的试验温度限值）。

（3）启动、停堆时的P-T限值曲线。

（4）堆芯运行（低功率物理试验除外）的P-T限值。

（5）压力-温度限值曲线。

经过上列计算，可以把反应堆压力容器正常运行所关联的温度，从低到高排列在一条水平轴上，这样可以直观地反映出反应堆压力容器安全运行的温度区间,再加上以压力为纵轴的数轴，则可以形成如参考文献[12]中的P-T运行图。

从核安全角度上考虑，为防止偏离泡核沸腾，除稳压器外一回路不应出现沸腾现象。另外也要避免主泵运转时泵吸入口局部气化，造成主泵叶片的气蚀。故限制一回路冷却剂平均温度应比运行压力所对应的饱和温度低50 ℃。

考虑到稳压器和一回路主管道之间的波动管的两端温度所造成的温差应力，一回路的运行平均温度不得比压力所对应的饱和温度低110 ℃。

一旦发生了PTS，则需要对PTS、还要对压力-温度限值曲线进行修订。

6 结束语

反应堆压力容器在压力-温度的条件下运行的同时，由于高能量快中子对堆芯段筒体材料辐照的累积损伤，造成母材的无塑性转变温度升高。另外，在失水事故下，为保持堆芯的冷却，需向堆内注入冷却水，而发生压力和温度的瞬态变化，RPV遭受承压热冲击。针对以上运行载荷条件，一方面要减少快中子的辐照注量，同时进行辐照损伤的监督；另一方面还要对运行时的压力-温度给出限值，依据PTS后的损伤进行调整，以确保反应堆压力容器安全运行。

[1] 朱继洲，等编著. 核反应堆安全分析[M]. 西安：西安交通大学出版社，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] 束国刚，陆念文. 压水堆核电厂关键金属部件的老化和寿命评估[J]. 中国电力，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] 杨文斗.反应堆材料学[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] 陆斌，丁亚平. 国产低合金钢腐蚀疲劳和辐照脆化行为研究[J]. 腐蚀与防护，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] 美国15座反应堆的压力容器因辐照而脆化[N]. 国际先驱论坛报,1993-04-03.（Embrittlement of RPV in 15 US Reactors Caused by Irradiation [N]. International Herald Tribune, 1993-04-03.）

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[11] 广东核电培训中心编. 900 MW压水堆核电站系统与设备(下册)[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.核反应堆压力壳安全性研究的新课题：加压热冲击问题[J]. 压力容器，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，高级工程师，本科，从事堆本体设备设计及技术支持工作。