18个月换料对CPR1000反应堆压力容器辐照监督的影响

彭志珍

(苏州热工研究院有限公司深圳分公司，深圳 518124)

在CPR1000压水堆核电站中，作为固定和包容堆芯燃料组件和堆内构件的设备，反应堆压力容器(RPV)是防止放射性物质外逸、维持一回路压力和温度的关键设备[1,2]。通常来说，RPV属于不可更换部件，其寿命决定了整个核电厂的运行寿命[3]。因此，对RPV性能变化趋势的研究是核电站寿命管理中的最重要课题之一。RPV在全寿期内受中子辐照场、温度场以及应力场等的共同作用，材料机械性能逐渐劣化，材料的强度提高，塑性及韧性会严重下降，无塑性在温度升高时，增大了RPV脆断的风险。

CPR1000通过辐照监督试验并结合材料辐照脆化预测模型来监测RPV材料因中子辐照而引起的机械性能变化，辐照脆化预测模型可评估反应堆继续运行的安全性[4-8]。辐照监督试验结果用于评估RPV快速断裂的风险、验证预测的参考转变温度(RTNDT)曲线以及确定一回路水压试验的温度，为核电站寿命管理提供基础数据；在管理程序上，核电站通过编制辐照监督大纲来规定RPV材料辐照监督试验的内容和实施的基本要求。为此，将装有辐照监督试验的辐照监督管安装在RPV堆芯吊篮外壁的保持架上，根据反应堆运行情况定期抽取监督管后的样品进行相关试验，判定RPV运行后的中子辐照脆化效应[9-12]。

CPR1000由年度换料模式改为18个月换料模式之后，由于堆芯及换料周期的延长[13-15]，必然对辐照监督产生影响，辐照监督大纲也需要做出相应调整。

1 CPR1000机组RPV材料辐照监督介绍

1.1 反应堆压力容器

国内某核电厂CPR1000RPV选用法国AFNOR 16MND5(相当于美国A508 CL3)参照RCC-M规范[16]设计制造。母材的化学成分见表1。

表1 RPV母材的化学成分(Wt.%)

RPV的主要设计参数如下所示：

—设计压力(表压)：17.23MPa

—运行压力(表压)：15.5MPa

—水压试验压力(表压)：22.8MPa

—设计温度：343℃

—冷却剂(进口/出口)温度：292.4℃/327.6℃

1.2 辐照监督管和力学试样

该核电厂每台机组备有8 根辐照监督管，其中6 根(编号分别为：U、V、Y、Z、S 和T)在首次装料前装载于RPV中，另外2根(编号分别为W、X)保留备用。在这些辐照监督管中装有力学性能试样、中子通量探测装置和温度监测装置三类试样。其中，每根辐照监督管装载有60个夏比V型(CV)试样、9个拉伸试样、12个紧凑拉伸试样和1个弯曲试样(具体装载类型和数量见表2)，分别用于夏比V型冲击试验、拉伸试验、紧凑拉伸试验和弯曲试验等力学性能试验。

表2 该核电厂辐照监督管中力学性能试样装载明细表

1.3 辐照监督管提取计划

辐照监督管在RPV内的安装布置如图1所示：Z、S、T管安装在与RPV主轴夹角为17°的位置，超前因子为2.79；U、V、Y管安装在与RPV纵轴及横轴夹角为20°上，超前因子(将监督管内试样的快中子注量峰值与反应堆压力容器内表面快中子注量峰值之比定义为“超前因子”)为2.46。

图1 辐照监督管在RPV内的周向布置方位图(俯视图)Fig.1 Capsule orientation in relation of RPV axes (top view)

辐照监督管在RPV中布置的位置相对于RPV内壁而言，更靠近堆芯。因此，在相同的辐照时间内，受照的中子剂量一般是RPV内壁的2～3倍，即超前因子为2～3。如果已知超前因子，根据辐照监督试验结果就可提前预测RPV材料的辐照脆化性能。根据有关监管部门的定期安全评审要求，该电站应在进行相应的安全评审时获得RPV材料运行10、20、30、40、50、60年后预测的性能数据作为参考。因此，根据辐照监督管装载位置的超前因子和要求的RPV内壁等效辐照时间，该核电厂两台机组辐照监督管的提取计划见表3。

表3 该核电厂两台机组的辐照监督管提取计划

2 18个月换料对辐照监督的影响分析

2.1 实施18个月换料后的换料周期长度

该核电厂两台机组18个月换料项目实施长短循环交替的方式，其平衡循环时间分别为17、19个月。

2.2 对累积中子通量和超前因子的影响

RPV材料的辐照脆化效应主要由材料初始性能与运行环境共同决定。其中运行环境中的最主要决定因素是RPV材料的累积中子通量。RPV累积中子通量主要受运行事件、负荷因子和堆芯装载方案的影响。经计算，该机组40年寿期末设计的RPV内壁最大快中子(E>1.0MeV)通量为7.69×1019n·cm-2(标准堆芯装载，平均负荷因子为75%)。若由年度换料模式改为18个月换料模式，为减少RPV材料的辐照脆化效应，延长RPV的使用寿命，将通过采用低泄漏堆芯装载方案来降低RPV内壁的累积中子通量。18个月换料的堆芯装载方式对RPV累积中子通量的影响主要体现在以下3个方面：

(1)堆芯外围组件(尤其是平端组件)的功率水平将下降，导致压力容器内表面快中子通量率下降；

(2)堆芯外围组件的燃耗增加，裂变中子谱变化，快中子穿透能力变强，导致RPV内壁快中子通量率上升；

(3)导致负荷因子增加，快中子辐照时间增加，RPV快中子通量增加。

从计算结果来看，在负荷因子90%的情况下，RPV内壁中子能量大于1.0MeV的快中子峰值通量在堆芯平面以上约60cm处，40年末的峰值通量为5.32×1019n·cm-2，60年末的峰值通量为7.98×1019n·cm-2。在负荷因子提高了15%的情况下，40年末的峰值通量降低了30.8%；即使延寿20年，60年末的峰值通量也仅升高了3.8%。从获得美国核管会(NRC)批准延寿20年的核电站来看，运行60年后其RPV内壁受到的最大快中子通量仅有5.77×1019n·cm-2，比该核电厂60年寿期末的7.98×1019n·cm-2低27.7%。因此，为减少RPV材料的辐照脆化效应，延长RPV使用寿命，有必要采用低泄漏的堆芯装载方案。

另外，RPV内壁圆周方向17°位置和20°位置的辐照监督管的超前因子分别增大至约3.273 和3.011。

在ASTM E185—82[17]中辐照监督管超前因子的推荐值为1～3。E185给出超前因子上限推荐值的主要考虑是将力学性能试样的试验结果外推到RPV内壁时，使不确定度尽量最小化，且更利于监测整个寿期内RPV材料的性能变化。但由于在反应堆结构设计过程中，很难完全保证超前因子均满足在1～3之间的要求，而且，随着中子通量计算工具的发展，超前因子和中子通量计算的误差也日益降低，超前因子的大小对于相关计算结果准确性的影响也越来越小。因此，ASTM E185—82及其后续的升版标准中，均只对超前因子提出推荐值，并未强制要求其值在1～3之间。该核电厂两台机组18个月换料后，17°和20°位置处的中子超前因子均大于3，但基于以上分析，其对反应堆压力容器辐照监督试验的实施并不会造成明显的不利影响。

2.3 对辐照监督管提取计划的影响

超前因子的变化必然引起辐照监督管提取计划的改变。18个月换料模式下的辐照监督管提取计划见表4。

表4 18个月换料模式下该核电厂辐照监督管提取计划

如果根据U、V、Z、Y、S、T管提取后的辐照监督试验结果表明RPV需要进行退火处理，可使用W管和X管。例如，若RPV的退火处理安排在第53年进行，T管的辐照时间将减少到16年，由于其相应的超前因子为3.273，代表RPV累计的辐照时间为52.37年，其试验结果表明了RPV材料退火处理前的状态。W管在第37年插入17°位置，并且在RPV退火处理(第53年)后立即取出，W管内试样的结果将反映RPV堆芯段材料经历了53年辐照并经退火处理后的性能。X管与W管同时插入17°位置，并在退火处理后很短的时间内(1.5年)取出，其试验结果可反映堆芯段材料经退火处理再辐照后性能下降的速度。

2.4 对40年寿期末RPV内壁快中子通量周向分布的影响

在年度换料情况下，负荷因子为75%时，40年末反应堆压力容器内壁快中子通量(E>1.0MeV)径向分布曲线如图2所示。

图2 年度换料情况下RPV内壁40年寿期末快中子通量径向分布曲线Fig.2 Fast neutron flux circumferential distribution curve of RPV inner wall at the end of 40-year-life under yearly refueling mode

在18个月换料情况下，负荷因子为90%时，40年末反应堆压力容器内壁快中子通量径向分布曲线(E>1.0MeV)如图3所示。

图3 18个月换料情况下RPV内壁40年寿期末中子通量周向分布曲线Fig.3 Fast neutron flux circumferential distribution curve of RPV inner wall at the end of 40-year-life under 18-month refueling mode

从图2和图3可以看出，RPV快中子通量峰值出现在径向角度为360°位置(即0°位置)。

2.5 对40年寿期末RPV内壁快中子通量轴向分布及环带区的影响

RPV寿命主要取决于E>0.1MeV 的快中子对其的辐照效应，快中子对材料的辐照损伤脆化起主导作用。因此，需要计算寿期末RPV内壁快中子通量的轴向分布情况，据此确定寿期末快中子通量超过1.0×1018n·cm-2的RPV内壁区域(即环带区)并定期对其实施在役检查。

在年度换料情况下，40年寿期末RPV内壁中子通量轴向分布曲线及环带区位置如图4所示，其中压力容器环带区高度约为456cm。

而在18个月换料情况下，负荷因子为90%时，40年寿期末RPV内壁中子通量轴向分布曲线及环带区位置如图5所示，其中压力容器环带区高度约为478cm(从堆芯中平面以下230cm至堆芯中平面以上248cm)。相比年度换料模式，18个月换料模式下环带区有所扩大，在役检查区域范围也应相应调整。

图4 年度换料情况下40年寿期末RPV内壁中子通量轴向分布曲线及环带区位置Fig.4 Fast neutron flux axial distribution curve of RPV inner wall and core beltline region at the end of 40-year-life under yearly refueling mode

图5 18个月换料情况下40年寿期末RPV内壁中子通量轴向分布曲线及环带区位置Fig.5 Fast neutron flux axial distribution curve of RPV inner wall and core beltline region at the end of 40-year-life under 18-month refueling mode

3 CPR1000辐照监督改进建议

3.1 辐照监督管装载数量及提取计划

该核电厂两台机组设计寿命为40年，但考虑需延寿至60年，在RPV中首次装载6根辐照监督管，定期提取进行辐照监督试验以提供电站运行10年、20年、30年、40年、50年和60年后的RPV辐照脆化性能数据。同时考虑到NB/T 20220—2013[18]的要求，准备了2根备用的辐照监督管。

对于辐照监督管提取计划，考虑到电站60年的运行寿命中，电站可能改变堆芯装载方案，而这种改变可能较大幅度地改变RPV中子通量，如首次装载6根辐照监督管，则在机组运行不到20年就已全部提取完毕，这样如果在后40年运行期间装载方案发生重大改变，就只能使用备用的辐照监督管。因此在编制辐照监督大纲、制定辐照监督管装载方案时，可考虑首次只装载3根，剩下的3根可在后期分批次装入。

3.2 辐照监督管力学性能试样装载方案

在最新修订的《轻水冷却反应堆压力容器辐照监督》中，要求每个监督管内辐照试样的最低数量为每种材料(母材金属、焊缝金属)至少15个CV试样、5个拉伸试样、8个紧凑拉伸试样(母材)，并没有要求放置弯曲试样，这是因为在现有试验条件下，无法得到准确的弯曲试验数据；弯曲试样的数量只有1个，根本无法满足断裂韧度评估要求；此外，弯曲试样的体积较大，如果不放置该试样而改为放置更多数量的CV试样，更有利于得到可靠的试验结果。

CPR1000机组的RPV因制造工艺较为先进，取消了堆芯活化区的焊缝，热影响区试样已经没有太大意义，且在ASTM E185—02及其后续版本中均不要求放置热影响区试样。这样，所腾出的空间可用来装载更多母材冲击和拉伸试样。

3.3 参考材料及试样

为了比较不同反应堆压力容器辐照监督试验，通常选用钢材作为参考材料，其材料力学性能对中子辐照脆化的敏感性相近，具有丰富的辐照数据(不同中子通量、辐照温度下材料性能的变化数据)，采用此材料制成CV试样并放入监督管内，该试验结果用于验证材料力学性能试验结果的可信性。例如，大亚湾核电站的参考试样就可用法国EDF同一块材料做试验数据进行比对，以验证大亚湾参考材料试验数据的有效性。

中广核集团在建及已建CPR1000机组已有十余台，如果参考试样都取自同一参考材料，将为辐照监督试验结果提供有效的验证手段。

4 结论

(1)CPR1000在18个月换料情况下，因采用低泄漏堆芯装载方案，在负荷因子从75%提高到90%的情况下，40年寿期末RPV内壁最大快中子通量值从7.69×1019n·cm-2下降为5.32×1019n·cm-2，如延寿至60年，则寿期末RPV内壁最大快中子通量值为7.98×1019n·cm-2。因此，这种换料情况将使RPV材料辐照损伤显著减少，有利于延长反应堆压力容器使用寿命。

(2)同国际上同类相比，该CPR1000的60年寿期末RPV内壁快中子通量偏高，有必要研究采用低泄漏的堆芯装载方案以减少RPV中子辐照损伤。

(3)由于堆芯装载方案的改变，辐照监督管超前因子、辐照监督管的辐照时间以及提取计划、40年寿期末RPV内壁快中子通量圆周分布曲线、40年寿期末RPV内壁快中子通量轴向分布曲线及环带区位置均相应发生变化，该电厂RPV辐照监督相关的程序文件需要作适应性修改，RPV役前及在役检查期间的检验范围也要发生相应变化。