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反應堆下部堆內構件的損壞分析

和修復方案

口  趙志德1   何宏龍2

    (1．上海交通大學，200030；2．秦山核電公司，浙江，314300)

        摘  要  本文簡要分析了泰山核電站反應堆堆內構件堆芯下部支承結構的損壞情況    和原因，并重點介紹了修復方案及其特點。
        關鍵詞  核電站  下部堆內構件  損壞分析  修復方案
1  前言
        秦山核電站是我國自行設計制造的壓水堆核電站，其額定功率為300MWe。電站于1991  年12月完成調試并投入運行，其正常換料周期為14—15個月。
    在1998年的第4次換料大修中，通過水下電視的確認，發現反應堆堆內構件堆芯下部支承結構(以下簡稱為“吊籃部件”)出現嚴重損壞。秦山核電廠會同國內外相關單位進行了損壞原因分析，并委托美國西屋公司對損壞部件及原設計不合理的地方進行了重新設計［1］。經詳細論證，修復方案得到了秦山核電廠的認可并獲得了國安核安全局的批準，最后按此方案進行了修復［2］。
2  損壞分析
        反應堆壓力容器內的堆內構件結構參見圖1。o吊籃部件主要由簡體、簡體內的圍板組件、堆芯下板、流量分配板、吊籃底板、防斷支承板、防斷底板和支承柱等組成。
        支承柱的一個重要作用是對中子通量指套管起支承和導向作用，因此也稱為指套管的導  套管。支承柱又主要分為I型支承柱和Ⅱ型支承柱兩種，參見圖2和圖3。
        電廠從1997年3月到1998年6月陸續發現個別堆芯中子通量測量指套管插入困難或有泄漏。在1998年7月開始的第4次換料大修的指套管更換中又發現異常，同時還發現堆芯下板上有異物(松動部件)。通過水下電視確認，反應堆堆內構件吊籃部件的下柵格板組件出現嚴重損壞。主要損壞發生在支承柱部件上，具體情況如下：
        (1)原I型支承柱
原I型支承柱的M56螺母點焊在吊籃底板上以防止螺母松動，螺旋扣點焊在M56螺母  上以防止螺旋扣松動(參見圖2)。

        水下電視檢查發現，實際上大部分點焊已斷開，部分M56螺母和螺旋扣已掉，有的掉到壓力殼底部，有的被沖到流量分配板上。還有一些螺母雖未脫落，但已松動。
        (2)原Ⅱ型支承柱
        原II型支承柱采用分段連接，十字座通過4個M8的螺釘連在吊籃底板上，螺釘的防松采用加銷點焊的方式(參見圖3)。水下電視檢查發現，很多點焊斷裂，有個別十字架掉落到防斷支承板上，部分十字架下移。
        秦山核電廠會同國內外有關單位，通過故障現象檢查、失效機理判別、堆芯流場分析  (CFl))、流致振動分析(FIV)以及斷口取樣分析和計算，查明故障原因是：
        (1)原I型支承柱結構連接件過多，M56螺母、螺旋扣的防松焊接薄弱，在水流作用下點焊斷裂，起不到防松作用。
        (2)原II型支承柱的固定螺釘的加銷點焊防松結構可靠性差，在水流作用下，使十字座  M8螺釘的防松銷點焊斷裂，進而使螺栓松脫，造成十字座下落。
       上述設計缺陷的存在使堆芯吊籃下部結構的承載能力不足以抵抗客觀存在的流致振動載荷和熱載荷，在運行中緊固件和防松點焊發生了疲勞斷裂。結構部件的失效降低了吊籃部件的防斷支承組件的固有頻率，導致流致振動的載荷進一步加大，加上松脫部件在水流作用下產生的磨損和沖擊作用，加劇了部件的進一步損壞，并影響到相鄰的部件。
3  修復方案
        水下電視檢查發現，支撐堆芯的吊籃底板、流量分配板和堆芯下板沒有失效，因此，吊籃部件損壞的修復是可行的。這是吊籃可以修復的基礎。
        為了防止類似損壞繼續發生，損壞部件和原來設計不合理的地方必須進行重新設計，損壞部件必須按照修復方案進行修復。
綜合考慮安全性、經濟性等因素，秦山核電廠提出了修復方案需要滿足的兩條基本原則：
        第一，修復件或更換件的設計壽命不少于20年，即原吊籃設計的剩余壽命。

        第二，修復方案盡可能保持原設計的重要水力參數，如流場、流量分配不均勻系數等。符合本原則的修復方案實施完成后，無須再做流場試驗，核安全局即可同意重新啟動反應堆。
        基于以上吊籃部件損壞的原因分析和設計原則得到的修復方案通過了國家核安全局審查和批準。
         修復方案和“西屋二環路壓水堆的改進設計方案”相似，能從根本上解決原來吊籃下部結構設計中存在的諸多缺陷。
         修復方案參見圖4。I型和Ⅱ型支承柱、防斷支承板、能量吸收器、防斷底板都經過了重新設計。新部件總重量和原部件相近，但重心位置更加接近吊籃底板。這可提高吊籃部件的防斷支承組件固有頻率，從而使流致振動的振幅降低，振動減小。重心位置的改變是通過加大支承柱尺寸和減小能量吸收器的尺寸和重量來實現的。

        修復方案的另一個特點是所有33根支承柱全部可以支撐防斷支承板。在原設計中，12  根Ⅱ型支承柱采用滑動連接，對防斷支承板不起支撐作用。
         下面將重點介紹一下修復方案的主要結構  特點。
         (1)新I型支承柱
    原I型支承柱(參見圖2)為多級分段結構，其結構復雜，包含很多螺紋連接件和點焊。與吊籃底板連接采用4-M8螺栓；與防斷支承板連接的壓緊蓋螺栓為4-M8；螺栓連接點焊。    新I型支承柱參見圖4。它是由上法蘭、柱體、下法蘭和延伸管在制造廠焊接而成的一個整體，不存在任何中間螺紋連接件和現場點焊部件，結構簡單，增加了可靠性。
        新I型支承柱通過上下兩個法蘭分別用4—M18螺栓與吊籃底板和防斷支承板連接，支承柱直徑由55mm增大到66mm，螺栓防松不采用點焊而是用機械鎖緊。此修改使結構簡化、剛度和強度增加、抗流致振動能力加強。
        (2)新Ⅱ型支承柱
原Ⅱ型支承柱(參見圖3)為分段滑動連接；與吊籃底板的連接螺栓為4-M8；與防斷支承板采用壓緊蓋連接；與堆芯下板采用點焊連接；十字座高度與吊籃底板等高。
        新Ⅱ型支承柱參見圖4。它的吊籃底板以下部分由4個十字肋片、柱體、下法蘭和上下延伸管組成，在制造廠焊接成一個整體。整個焊接體結構比原來的分段連接簡單可靠。
        新的連接螺栓由原來的4-M8增大到4—M18，螺栓不再采用點焊防松，而用機械鎖緊防松；新的支承柱直徑由原來的55mm增大到66mm，使結構強度增加。
        新的十字肋片厚度由原來的底板全厚減到底板厚度的1／3，使水力對肋片的沖擊作用大大減少。
        由于以上修改，新的支承柱不但簡單可靠，強度和剛度增加，而且因對防斷支承板的支承作用大大增強而使抗流致振動能力得到加強。
        (3)新防斷支承板(參見圖4)
        原防斷支承板厚度為40mm，直徑2600mm。新防斷支承板與原防斷支承板外形基本相同，可以和原來的流場相匹配。為了增加強度，新防斷支承板的厚度增加到50mm，直徑改為2590mm。
        (4)新能量吸收器組件(參見圖4)
        能量吸收器組件是由一個防斷底板和四個能量吸收器連接柱組成的焊接體。每個連接柱由一個外簡體、一個能量吸收器和一個內部導向柱構成。
        原防斷底板厚度為197mm，形狀為圓形，連接柱直徑56mm。
        新的防斷底板厚度減小為100mm，形狀改為正方形，突出的優點是重量比原設計大大減輕，所有新設計部件的總重心位置更加接近吊籃底板，可提高吊籃下部部件的固有頻率，從而使流致振動的振幅降低，振動受力減小。
        新的連接柱直徑增加到90mm，能量吸收器內外徑也適當增大，以增加強度。
4  結束語
        上述結構修改，運用先進的計算程序對反應堆堆內下腔室三維流場分布、防斷支承組件流致振動、防斷支承組件載荷和結構件緊固件應力、疲勞水平進行了全面的分析評價，符合修復方案需滿足的兩條基本原則。
        修復方案得到秦山核電站的認可并通過國家核安全局的批準之后，在第4次換料大修期間對吊籃成功地進行了修復。修復后通過了核電站的最終驗收，并正常運行至今。因此修復方案是有效和成功的。
參考文獻
        [1]Douglas E．Ekeroth，John C.Matarazzo and David H．Roarty．Replacement Component Design fOr Qinshan Unit 1，Proceedings Of ICONE 8，8th International ConferenceOn Nuclear Enineering，April 2-6，2000，Baltimore，MDUSA
        [2]秦山核電廠下部堆內構件修復程序EN2．7．1—CQIN—1(EN2．7．1—CQIN-1: Qinshan Unit I LowerInternals Recovery)