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反应堆堆内构件老化分析与评价方法


核动力工程
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6年10月

NuclearPowerEngineering

Oct.2

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反应堆堆内构件老化分析与评价方法
杨宇
(中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,成都。610041) 摘要:反应堆堆内构

件的老化涉及面很广。包括结构、材料、力学、水化学等许多专业,是—个多学科、多专业交 叉的领域。本文结合近期开展的大亚湾反应堆堆内构件老化分析及大纲编写工作,归纳总结了反应堆堆内构件老化分析

与评价方法。提出了较为明确的表单化的老化分析流程,可以为相关的老化分析与评价活动提供借鉴。
关键词:反应堆堆内构件;老化机理;老化分析

1前言
反应堆堆内构件是指反应堆压力容器内除燃 料组件及其相关组件、堆芯测量、辐照样品监督 管和隔热套组件以外的所有堆芯支承构件和堆内
结构件。

内,从而达到对堆内构件进行系统化的、全方位 的老化管理,这是当前国际上老化管理需要彻底 解决的问题。本文结合近期开展的大亚湾反应堆 堆内构件老化分析及大纲编写工作,归纳总结了 反应堆堆内构件老化分析与评价方法。

用于堆内构件审查和评价的老化机理【1’2】包。 括:脆化、疲劳、腐蚀、辐照引起的蠕变、松弛

2老化相关信息
反应堆堆内构件老化分析与评价涉及到的相 关信息见表l。通过收集和整理表1中涉及的老 化相关信息,就可以建立老化分析与评价所需要 的基础数据库,从而开展针对性的、具体的老化 分析评价工作。

和肿胀、机械磨损傍蚀、吊装,安装。深入理解老
化机理,是进行老化分析与评价的基础。 有关堆内构件老化的信息包括设计、制造、 运行与维护、检查/监测、安装/吊装等方面。如何 将这些信息与老化有机的结合起来,如何用老化 的思维方式贯穿于堆内构件整个寿期以及延寿期

表1反应堆堆内构件老化分析与评价相关信息
类别 设计 相关信息 设计寿命、几何结构、材料类型、化学成分、 相关文件

(1强}计标准:法规、规范,如ASME、RCC-M等

物理,机械性能、设计瞬态
化学成分、物理崩l械性能、热处理方式、不 符合项。缺陷、偏差

(2煅计文件:规格书、图纸、技术条件、技术要求、
分析报告等 翻造完工报告

制造

运行

(1馐行时间 (2蘧行环境(水化学条件等)
(3)瞬态纪录(是否有异常瞬态)

运行记录,日志

监督,监测、监视^眼踪

(1)监督删,跟踪大纲或程序。主要包括:④监督 删,跟踪的参数;⑦限制;③监督侧膘踪方
法;④参数采集方法;⑤保存方法;⑥周期

(1)监督,监测,跟踪大纲或程序文件 (2)监测记录

(2)监督,监测倩睬结果
检查

(1)收集在役检查大纲或程序主要包括:①检查的 参数;⑦限镧;③检查方法;④参数采集方法; ⑤保存方法;⑥周期
(2)影响老化机理的检查结果 (1)收集维修大纲或程序 (2)影响或针对此老化机理的维修结果

(1)在役检查大纲或程序文件 (2)检查记录
(1)维修大纲或程序文件

维护/维修,更换 安装

(2碧隹修记录卅、侈、大修)
安装程序、记录 换料、运输记录

(1)预防老化机理的安装要求
(2)lg响老化机理的行为 影响老化机理的换料、运输信息

其他0n换料、运输等)

256

核动力工程

2006年lO月

3老化数据收集
确定了老化相关信息范围和方向后,根据反 应堆堆内构件老化机理,参考美国核管会的表单 式方法131,编制部件、机理一一对应的老化数据 收集单。数据收集单样本见表2。.

指标和适用性准则。 根据敏感性判据,再结合部件的重要性及国 际经验,筛选出需要进行老化分析的部件和机理, 针对不同老化机理及各个老化敏感部件,根据收 集的老化信息,逐项完成老化/,YOi,并根据分析 结果,给出后续相关老化管理行动的建议,这些 内容都汇人老化分析单。老化分析单样本见表3。

4老化分析与评价
根据老化机理研究成果及国内外经验,结合 反应堆堆内构件老化分析基础数据,针对不同老 化机理,确立老化分析的敏感性判据、关键老化

5结束语
参考国际国内相关标准体系及应用研究成

表2反应堆堆内构件老化数据收集单
数据收集单号 部件,构筑物 组件,子组件 零件 区域,位置 材料牌号 老化机理 老化效应 收集项目
1.1

备注

堆内构件

匕部堆内构件 上支承板
裙筒根部
Z3CNl8.10N.S.

根据应力分析报告 SCC必要条件:庸蚀环境、拉应力、敏感 材料;IASCC包括辐照 收集方式(每一项收集内 容必须附带资料来源) 查设计报告:①图册号、规

应力W蚀开g!(scc),或辐照促进应 力腐蚀开裂(IASCC) 裂纹萌生及扩展(生长) 收集内容

备注 ①:重点关注应力水平;②影响SCC的 化学成分;③收集可能的最大辐照剂量 重点关注初始缺陷、化学成分(影响SCC

设计

①i殳计寿命;②几何结构;③材料类 型;④化学成分;@物理,机械性能 ①化学成分;②物理,机械性能;③热 处理方式;④是否有大的不符合项。
缺陷、镝差。 ①运行开始日期;②运行环境(水化学

格书、采购技术条件;⑨应
力分析报告

制造

查制造完工报告 查运行记录,日志

的碳,铬等含量;影响IASCC的硫含量 等)、热处理方式 重点关注水化学条件(影响SCC的环境变 量一主要结合监督,监测的结果)

运行

条件等);@羼态纪录;④是否有异常 瞬态(包括停堆等) 详细记录预防方法和实施

预防措施

针对此老化机理的预防手段和措施 (1)收集监督,监澍,跟踪大纲或程序 (主要包括:针对此老化机理的:①监

方法.现场是否已经实施 等

①查监督,监测,跟踪大纲
或程序文件(如“一回路水 化学监测”、“松动部件和 振动监测’');②查监测记录

①重点关注1在线水化学监浏”;”松动部 件和振动监测。的结果;②为监督/监测/跟 踪措施的分析建议奠定基础

监督,监测、 监视/跟踪

督,监汕跟踪的参数;②限翩;③监
督,监测/跟踪方法;④参数采集方法; @保存方法;@周期);(2壤;响此老 化机理的监督,监测倩塌}结果
(1)收集在役检查大纲或程序(参考 RSEM规范:主要包括针对此老化机

①查检查大纲或程序文件

①重点关注uT的结果;⑦为检查措施的 分析建议奠定基础

检查

理的:①检查的参数;@限翻;③检

查方法;④皴采集方法;⑤保存方

PSR;无撇NDE;@
(如十年定期安全审查 查检查记录

法;@周期);‘2)影响此老化机理的 检查结果

①收集维修大纲或程序;⑦影响或针

①查维修大纲或程序文

是否有开裂维修或更换记录

维护雌修厦换
安装 其他

对此老化机理的维修结果 是否有防止此老化机理的安装要求 及影响此老化机理的行为 是否有影响此老化机理的换料、运输 信息

件;@查维铆已录(,j、修、
大修) 查安装程序、记录 查换料、运输记录 是否有碰擅产生裂纹(缺陷) 是否有盛擅产生裂R(tt耀i)

(如换料、运输等)

杨宇:反应堆堆内构件老化分析与评价方法 表3老化分析单
项目名称 部件,构筑物名称 组件,子组件 零件 区域,位量 堆内构件老化分析 日期 XX堆内梅件 上部堆内构件 上支承板 裙筲根部
2005.11.30

257

材辩牌号
老化机理 项目 运行开始日期 运行环境 设计寿命

应力腐蚀开m(sco.朔腻促进应力庸蚀开裂御嘲
内容 1994年2月1日 资料来源 ‘系统设计手册)

Z3CNl8.1埘叱S

反应堆冷却剂
40年 腐蚀环境、拉应力、材料敏感性、缺陷;IASCC还包 括中子辐照 腐蚀环境

‘系统设计手册)

影响参数
影响参数 受控情况 拉应力 材料敏感性 缺陷 辐照 老化效应

<IA队删Do凸“19)
老化相关信息 应力分析报告 (IAEA-TECDOC.1119X化学成分、 热处理等 老化相关信息 老化相关信息

ECP控制宅E-230mV以下;水化学条件控制良好

裕ff---o.26);无实测值或者基于实际情况蝴值。
抗scc性能较好 无制造、加工超标缺陷 无监测数据 裂纹萌生及扩展(生长) 影响结构强度、控制棒落棒 上部堆内构件的检查和维修 视开裂程度 可以 截至110大修。无异常 低 由于应力水平高,故针对此机理的老化重要

应力水平(设计值)高(一次+二次应力变化范围的最小

<M珉EG.1801’
根据RVI运行功能要求 ‘维修程序.上部堆内构件的检查) 由该部件的结构、放射性水平以及 维修技术水平决定 由该部件的结构、放射性水平以及 更换技术水平决定 老化相关信息 国际上目前使用经验

老化降级的影响(安全^经济同’靠性)
现有的检查和维修大纲或程序 可维修性 可更换性 检查,维修记录 产品被淘汰风险 老化分析结论 建议及后续行动

大修检查时重点关注此部位;对中子辐照监测或理论 推算方法进行研究。解决辐照数据缺乏问题;可以考 虑开展基于在役情况的应力分析

果,并结合近期开展的大亚湾/岭澳核电站反应堆 堆内构件老化分析及大纲编写项目的经验教训, 本文总结了老化分析与评价的方法,以表单化的 方式给出了较为清晰的工作思路,可以为相关老 化管理活动提供借鉴。 由于篇幅的关系,本文的内容仅仅涉及老化 敏感性分析与评价的方法,没有包含TI。AA(限时

参考文献: 【1】IAEA Safety
Review of Program。


Reports Series NO.15

Implementation and Nuclear Power Plant Ageing Management Reports Series NO.338,Methodology

【2】IAEA

Technicafl

for the Management ofAgeing ofNPP Components Im- portant to Safety.

【3】3 NUREG-1801,GenericAgingLessonsLearned(GALL)
Report.

老化分析涛深入的老化分析与评价方法。

反应堆堆内构件老化分析与评价方法
作者: 作者单位: 杨宇 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,成都,610041

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