压水堆核电厂关键金属部件的老化和寿命评估 aging problems and life evaluation for the key metallic components in pwr nuclear power plant.pdfVIP

蓬恭壤檬电萨芙键盘腐翻雠鳓老衡祠蔫舔谭倦 束国刚．陆念文 (苏州热工研究院，江苏苏州 215004) 摘要：介绍压水堆核电厂的关键金属部件及其重要度分级，对关键金属部件在压水堆运行环境下典型的 老化机理及相关的寿命评估技术进行详细论述。主要的老化机理有反应堆压力容器的辐照脆化、铸造不锈 钢的热老化、蒸汽发生器传热管的应力腐蚀开裂和金属疲劳。介绍国外压水堆核电厂关键金属部件老化和 寿命评估的基础研究及新进展，并结合我国国情提出了核电厂老化和寿命评估研究的建议：应重视材料在 压水堆运行环境下的老化机理研究，同时应开展大尺寸试验，发展寿命评估技术。 关键词：压水堆核电厂；关键金属部件；老化；寿命评估 中图分类号：TM623 文献标识码：A 文章编号：1004—9649(2006)05一0053一06 能使安全壳内的放射性保持在可接受的低水平。压 0引言 水堆核电厂有4道屏障防止裂变产物的释放，其中 ， 一回路压力边界是最重要的一道屏障，其组成包括 核电厂建成后随运行时间加长将面临老化，其 反应堆压力容器、一回路冷却剂管道及安全端、蒸汽 安全性和可靠性问题将日显突出。对于核电厂老 发生器、主泵泵壳、稳压器，它们都是金属部件。其重 化，国际原子能机构(IAEA)的技术文献有清晰的要度按照部件失效危及核电厂安全的程度排序。 说明[1]：(1)老化是核电厂系统、结构和部件的物理 反应堆压力容器重要度排第l位。从电厂安全 特性由于使用或随时间流逝而产生的改变过程；(2) 角度来说它是最关键的、不可更换的部件，反应堆压 随时间流逝，核电厂所有设备或材料都有不同程度 力容器失效可使堆芯快速熔化，产生高压和高温载 的劣化，导致设备性能下降。 荷，而轻水反应堆安全壳设计没有考虑这些载荷。所 目前，我国已运行的核电厂大多是轻水堆型的 以反应堆压力容器的安全级别排第1位。 压水堆。即将建设的核电厂也将采用压水堆，设计寿 冷却剂管道和安全端的重要度排第2位，这是 命为30或40a。因此，压水堆核电厂的老化和寿命因为其失效后造成的冲击很严重。冷却剂管道一旦 评估成为研究的重点，对我国核电厂的国产化、安全 断裂对其上的支撑及其他结构组件会产生很大的机 运行和延寿都有重要意义。在压水堆核电厂的老化 械载荷，并有可能使它们产生破坏。安全端的焊缝是 和寿命评估研究中，关键金属部件的研究占主要地 双金属焊缝，是最可能老化的部位，管道上的支管管 位。首先，整个压水堆核电厂的寿命取决于反应堆压 嘴和铸造不锈钢部件也可能是老化的部位。 力容器，而该部件是不可更换的；其次，运行经验表 蒸汽发生器重要度排第3位。蒸汽发生器传热 明，蒸汽发生器是目前影响核电厂安全和可靠性的 管断裂会使一回路中的冷却剂泄漏到二回路中，并 薄弱环节。本文重点讨论关键金属部件的老化和寿 可能通过卸压阀被排到安全壳外。另外，主蒸汽发生 命评估问题。 器传热管断裂是很严重的事件，它使一回路压力快 速下降，要想终止随之而来的瞬态压力也异常困难。 1 压水堆核电厂的关键金属部件及其重要 运行经验表明，压水堆核电厂蒸汽发生器是一回路 度排序[z] 压力边界的薄弱环节。大部分问题出现在循环型蒸 汽发生器中，但直通式蒸汽发生器也有一些问题。 关键金属部件的选择根据以下2个安全准则： 冷却