反应堆压力容器培训讲义(方家山)

1、反应堆压力容器设计与改进、运行维护中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院2008年年9月月20日日方家山核电工程培训讲义方家山核电工程培训讲义钟元章钟元章中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China2 目目 录录 1 1 结构设计与材料结构设计与材料 2 2 设计改进设计改进 3 3 安装安装 4 4 在役检查及辐照监督在役检查及辐照监督 中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China31 1 结构设计与材料结构设计与材料设计与运行参数设计与运行参数: :- -设计压力：设计

2、压力：17.2Mpa17.2Mpa- -设计温度：设计温度：343343- -设计寿命：设计寿命：4040年年- -运行压力：运行压力：15.5Mpa15.5Mpa- -运行温度：运行温度：293.1293.1327.0 ()327.0 ()中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China4 结构与材料结构与材料结构参数结构参数: :- -堆芯筒体内径：堆芯筒体内径：3989 mm3989 mm- -总高：总高：13208 mm13208 mm- -总重：总重：340 t340 t主要材料主要材料: :- -主体：主体：16MND516M

3、ND5- -堆焊层：堆焊层：309L + 308L309L + 308L- -接管安全端：不锈钢接管安全端：不锈钢- -贯穿件：镍基（贯穿件：镍基（NC30Fe)NC30Fe)中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China5外外形形中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China6顶顶盖盖中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China7顶顶盖盖中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institu

4、te of China8顶顶盖盖中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China9 吊吊耳耳中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China10 密密封封环环位位置置中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China11 喇喇叭叭罩罩中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China12 CRDM管座管座中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Ins

5、titute of China13 CRDM管座法管座法兰兰中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China14 容器容器本体本体中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China15 容器容器本体本体中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China16 接接管管中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China17 接接管管中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclea

6、r Power Institute of China18 径径向向支支承承块块中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China19 容器容器法兰法兰接管接管段筒段筒体体中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China20 主主螺螺栓栓 、螺螺母母中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China21 主主螺螺栓栓 、螺螺母母中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China22

7、 主主螺螺栓栓头头部部中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China23 主主螺螺母母中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China24 垫垫圈圈固固定定架架中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China25- 采用整体顶盖采用整体顶盖- 采用整体容器法兰采用整体容器法兰-接管段筒体接管段筒体- 采用无环焊缝堆芯段筒体采用无环焊缝堆芯段筒体- 低含量辐照敏感元素及有害杂质元素低含量辐照敏感元素及有害杂质元素2 改进项改进项

8、中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China26 RCC-M 设计值设计值-Cu 0.08 0.05P 0.008 0.006S 0.008 0.005 RTNDT -12 -20 USE 104J 130J2 改进项改进项中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China272 改进项改进项 取消堆芯区中间环焊缝，采用整体锻件取消堆芯区中间环焊缝，采用整体锻件中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China282 改进项改进

9、项 取消顶盖法兰与封头间的对接焊缝，采用整体锻件取消顶盖法兰与封头间的对接焊缝，采用整体锻件中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China292 改进项改进项 降低主体材料中辐照敏感元素的含量降低主体材料中辐照敏感元素的含量中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China303 安装安装- - 压力容器支承的安装压力容器支承的安装- - 压力容器保温层安装压力容器保温层安装- - 压力容器本体安装压力容器本体安装- - 顶盖组件的组装顶盖组件的组装- - 顶盖组件到容器本体的组装（

10、螺栓预紧）顶盖组件到容器本体的组装（螺栓预紧）中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China313 安装安装 示意图示意图 关键点：关键点： -支承的水平度支承的水平度 - RV垂直性垂直性 - 螺栓的预紧控制螺栓的预紧控制中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China32在役检查的种类：在役检查的种类：- - 役前检查：按全面在役检查处理役前检查：按全面在役检查处理- - 全面在役检查：一般每隔全面在役检查：一般每隔1010年年- - 部分在役检查：每次换料部分检查部分在役检查

11、：每次换料部分检查- - 定期强度水压试验：一般每隔定期强度水压试验：一般每隔1010年年- - 密封水压试验：每次换料后启堆密封水压试验：每次换料后启堆- - 辐照监督：辐照监督： 按监督大纲定期抽取辐照监督管按监督大纲定期抽取辐照监督管执行规范执行规范 RSEM (1997), HAD103/07RSEM (1997), HAD103/074 在役检查及辐照监督在役检查及辐照监督 中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China33 堆芯筒体上下环焊缝：堆芯筒体上下环焊缝： 内侧，水下内侧，水下UT在役检查在役检查中国核动力研究设计院

12、中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China341）内部堆焊层表面状态）内部堆焊层表面状态 ： 内侧，水下内侧，水下CCTV2）堆焊层的结合性）堆焊层的结合性: 内侧，水下内侧，水下UT3）强辐照区堆焊层下的内部）强辐照区堆焊层下的内部区域（距内侧深度达区域（距内侧深度达30mm的的厚度区域）。厚度区域）。 内侧，水下内侧，水下UT 在役检查在役检查 中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China35过渡段筒体和下封头间的过渡段筒体和下封头间的 环焊缝环焊缝 ： 内侧，水下内侧，水下UT在役检查在

13、役检查 中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China36容器法兰容器法兰接管段筒体与接管段筒体与接管间的环焊缝接管间的环焊缝 ： 内侧，水下内侧，水下UT在役检查在役检查中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China371) 容器法兰上表面容器法兰上表面2) 螺孔螺纹表面螺孔螺纹表面 目视目视1) 容器法兰容器法兰2) 螺栓孔间韧带区域从反应螺栓孔间韧带区域从反应堆容器内侧和法兰表面堆容器内侧和法兰表面（螺栓卸装后）（螺栓卸装后） 内侧，水下内侧，水下UT在役检查在役检查 中国

14、核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China381) 进、出口接管与安全端进、出口接管与安全端之间异种金属焊缝之间异种金属焊缝 ：2) 容器安全端与主管道间容器安全端与主管道间焊缝焊缝 内侧，水下内侧，水下UT 内侧，内侧，RT 外侧，外侧，PT在役检查在役检查中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China39进、出口接管的进、出口接管的内半径交贯面内半径交贯面: 内侧，水下内侧，水下UT在役检查在役检查中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Insti

15、tute of China40径向支承块径向支承块 ： 内侧，水下内侧，水下CCTV在役检查在役检查中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China41下封头内表面与中下封头内表面与中子测量管贯穿件之间子测量管贯穿件之间的焊缝的焊缝: 内侧，水下内侧，水下CCTV在役检查在役检查中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China42上封头内部堆焊层上封头内部堆焊层: 从内侧（顶盖放在从内侧（顶盖放在有生物屏蔽保护的支有生物屏蔽保护的支架上）架上） , CCTV在役检查在役检查中国核动力

16、研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China43CRDM、热电偶管、热电偶管座及排气管与上封头座及排气管与上封头之间的焊缝之间的焊缝: - 外侧外侧,在水压试验在水压试验期间期间, 声测声测 - 从内侧（顶盖放从内侧（顶盖放在有生物屏蔽保护的在有生物屏蔽保护的支架上）支架上）, CCTV在役检查在役检查中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China44管座法兰与管座贯管座法兰与管座贯穿件之间的焊缝穿件之间的焊缝 : - 外侧外侧,在水压试在水压试验期间验期间, 声测声测 - 外外侧侧，目

17、视，目视在役检查在役检查中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China45管座法兰与密封壳间焊缝管座法兰与密封壳间焊缝: 外外侧侧，目视，目视在役检查在役检查中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院Nuclear Power Institute of China46压力容器主螺母压力容器主螺母 : 涡流检查涡流检查，从内侧检从内侧检查螺纹查螺纹在役检查在役检查压力容器主螺栓压力容器主螺栓: - 涡流检查涡流检查，螺纹从外螺纹从外 面检查面检查。 - 超声波检查，从中心超声波检查，从中心孔检。孔检。中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院

18、Nuclear Power Institute of China47目的目的 : 监督反应堆压力容器堆芯材料在全寿期内脆化程度，确保压力容器监督反应堆压力容器堆芯材料在全寿期内脆化程度，确保压力容器不发生脆性破裂；为运行操作的不发生脆性破裂；为运行操作的P-TP-T提供依据或验证。提供依据或验证。方法方法 : - - 在反应堆内装载辐照监督管，设计计划为：总设计数量为在反应堆内装载辐照监督管，设计计划为：总设计数量为8 8根。根。首炉前装入首炉前装入4 4根，另外根，另外4 4根为备用，根据前期的辐照结果，确定后期是根为备用，根据前期的辐照结果，确定后期是否装入或装入时间。为以后的可能延寿作准备