核电厂寿期改进的影响因素和要求
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2.1.3结构设计
60年设计寿期电厂的机械设备的结构设计应满足设备的多方面要求，基本要求有功能、可靠性、工艺性、经济性和外观造型等方面的要求。此外，还应改善零件的受力，提高强度、刚度、精度和寿命等。对于受辐照影响的机械设备，通过评价辐照脆化、辐照肿胀和辐照促进应力腐蚀破裂敏感性等，对设备结构设计的改进：如采取适当的屏蔽措施、减少焊缝的数量和改善热工水力参数等来降低辐照对材料的影响。在设备的强度计算中考虑60年的腐蚀裕量来计算选择承压部件的厚度。在疲劳分析中考虑60年的设计瞬态次数进行设备的疲劳分析。在设计中考虑60年的辐照剂量来评价材料的辐照脆化、辐照肿胀、辐照促进应力腐蚀破裂敏感性和设备鉴定中辐照剂量的选择等。
选择冷却剂系统材料时，必须考虑下列性质：
1）与冷却剂的化学相容性；2）与连接材料(例如焊接材料、滑动面、芯轴、填料函和堆焊层)的相容性；3）强度、蠕变和疲劳特性；4）抗腐蚀(包括应力腐蚀)和抗冲蚀性能；5）耐辐照性能；6）延性(包括裂纹增长速率)；7）断裂韧性(脆性破裂)特性；8）易加工性(包括可焊性)；9）辐射活化参数(辐射的类型、截面、杂质含量和半衰期)；10）在假设始发事件期间的性能(例如金属和水的反应)。
表1评价对象的老化模式
从表中可以看出，影响电厂寿命的关键问题主要是：中子辐照脆化、腐蚀损伤、疲劳和磨损。核电站的反应堆压力容器（RPV）和安全壳属于寿期内不可更换的设备，RPV和安全壳应按照60年设计寿期进行设计。综合考虑电站的经济性和可利用率等因素以及通过分析EPR和AP1000核电厂60年寿期的实施方案，60年设计寿期电厂的所有主要部件和土建结构均考虑按60年设计寿命进行设计。
2.1.2材料选择
对于核级材料的选择，除选择满足RCC-M M篇的相关规定的材料外，还应满足我国核安全法规和导则的相关规定。HAF102《核动力厂设计安全规定》中规定“金属材料在设计和选用时应考虑到材料在运行、维护、试验和事故工况下的所有条件，并对使用中可能出现劣化(诸如由于侵蚀、蠕变、疲劳、化学环境、辐射环境和老化)以及在确定部件初始状态和劣化速率时的任何不确定因素，留有适当的裕量”。HAD102/08《核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统》中3.6节材料选择中规定：
选择材料时必须特别注意以下几点：
a)控制合金元素和杂质，缩小有关元素含量的容许范围，例如：
—使奥氏体不锈钢中的钴含量低；
—使奥氏体钢中碳含量低，或进行适当的稳定化处理；
—限制碳钢中碳、硫、磷和硅等元素的含量；
—限制反应堆压力容器堆芯段中的铜、镍和磷的含量；
—限制沉淀硬化材料的使用。
(b)采用合适的材料制造工艺，以控制晶粒大小；
对于60年设计寿期电厂的所有主要机械设备应从运行、材料选择、结构设计和水化学等四个方面考虑保证设备满足60年设计寿命。下面分别论述：
2.1.1运行
应尽量通过设计改进和改变运行方式等，使电站60年寿期内各种瞬态发生频率降低，并在确保安全的前提下增大正常运行范围，以降低非计划自动停堆次数。应尽量增大稳压器容积从而增加瞬态运行的余量，提高RCP承受瞬态工况的能力减少非计划停堆的次数。如果电站60年寿期内各种瞬态发生频率能够减少，就能够降低以疲劳失效为主要方式的一回路系统、核辅助系统和核安全系统设备的疲劳损伤。
核电厂寿期改进的影响因素和要求
摘要：本文介绍了核电厂60年寿期改进的相关要求。包括机械设备设计的方案描述，电气仪控设备设计的方案描述，土建结构设计的方案描述。
关键词：60年寿期改进，设备，土建结构，反应堆压力容器，安全壳
1概述
为使核电实现可持续发展，核电厂必须既保持很高的安全性，又具有很好的经济性。延长核电厂寿命，是改进核电厂经济性的最有力的措施。在役“第二代”压水堆核电厂设计寿命一般是40年，但许多已经运行近40年的核电机组的系统和设备仍能保持完好功能，具有延寿潜力。随着核电技术的发展和人类对资源有效利用要求的提高，尤其是能源市场竞争的日益加剧，产生了开展核电厂长寿命化研究的需要，美国和欧洲均已在其各自的核电站用户要求文件（URD和EUR）中将核电站的设计寿期定为60年；我国目前在新一代自主设计的福建福清核电厂5、6号机组也提出了设计寿期60年的要求。针对设计寿期从40年延长到60年，核电站内所有不可更换的设备、部件及安全壳等土建结构在设计上都要做相应的改进。
2分析电厂60年寿期的影响因素和要求
美国用户要求文件（URD）3.3节电厂设计寿期中规定，“电厂应设计运行60年而不需延长维修停堆的时间，电厂应允许迅速更换寿期内老化或失效的设备”。欧洲用户要求文件（EUR）4.2.3节电厂设计寿期中也有类似的规定。AP1000和EPR电站很好的满足了各自国家用户要求文件的规定。关于核电站提高设计寿命以及在役核电站延寿运行，国内外进行了大量的研究工作，根据国外核电厂的设计寿命、定期检查结果，整理核电厂运行及维修中得到的数据，研究设备老化的倾向，从而归纳出影响核电厂寿期的主要设备及设备老化的主要机理。分析安全级的重要的设备和构筑物，对于维修、更换容易的设备，可采用适当的频度进行检查、维修或更换，以期达到60年寿期；对于维修、更换困难的设备、构筑物，由于长期服役的要求，需按照60年设计寿期进行设计。通过收集分析并借鉴国内外的相关研究结果我们选择了核电站的5项机械设备和1项构筑物作为60年设计寿期的评价对象，包括安全壳、反应堆压力容器、主泵、稳设计的方案描述
60年设计寿期电厂所有的主要机械设备均考虑按60年寿命进行设计，对于不按60年设计寿命进行设计的机械设备，应尽量在设计阶段考虑设备的更换策略并进行经济技术评价。参考AP1000和EPR的60年寿期实施方案，60年设计寿期电厂中由于RPV是寿期内不可更换设备，虽然电厂寿期是60年但必要时允许在寿期内更换除RPV外的所有机械设备。因此在设计阶段应考虑除RPV外的所有机械设备的更换通道，更换策略和设备的老化管理等。
(c)控制清洗、标粘、试验、运输、贮存和保温等环节中所用材料中的卤素含量；
(d)除标准中所推荐的限制和试验以外的特殊限制和附加试验。
60年设计寿期电厂的所有主要机械设备均应选择符合材料标准要求的高质量的结构材料，考虑材料与环境条件的相容性。相容性包括设备材料与其内部流体的相容性；与设备外部保温材料的相容性；在设计基准事故条件下安全壳内使用的材料与喷淋液的相容性；与连接材料的相容性(焊接材料、密封材料、填料函等)等。
60年设计寿期电厂的机械设备的结构设计应满足设备的多方面要求，基本要求有功能、可靠性、工艺性、经济性和外观造型等方面的要求。此外，还应改善零件的受力，提高强度、刚度、精度和寿命等。对于受辐照影响的机械设备，通过评价辐照脆化、辐照肿胀和辐照促进应力腐蚀破裂敏感性等，对设备结构设计的改进：如采取适当的屏蔽措施、减少焊缝的数量和改善热工水力参数等来降低辐照对材料的影响。在设备的强度计算中考虑60年的腐蚀裕量来计算选择承压部件的厚度。在疲劳分析中考虑60年的设计瞬态次数进行设备的疲劳分析。在设计中考虑60年的辐照剂量来评价材料的辐照脆化、辐照肿胀、辐照促进应力腐蚀破裂敏感性和设备鉴定中辐照剂量的选择等。
选择冷却剂系统材料时，必须考虑下列性质：
1）与冷却剂的化学相容性；2）与连接材料(例如焊接材料、滑动面、芯轴、填料函和堆焊层)的相容性；3）强度、蠕变和疲劳特性；4）抗腐蚀(包括应力腐蚀)和抗冲蚀性能；5）耐辐照性能；6）延性(包括裂纹增长速率)；7）断裂韧性(脆性破裂)特性；8）易加工性(包括可焊性)；9）辐射活化参数(辐射的类型、截面、杂质含量和半衰期)；10）在假设始发事件期间的性能(例如金属和水的反应)。
表1评价对象的老化模式
从表中可以看出，影响电厂寿命的关键问题主要是：中子辐照脆化、腐蚀损伤、疲劳和磨损。核电站的反应堆压力容器（RPV）和安全壳属于寿期内不可更换的设备，RPV和安全壳应按照60年设计寿期进行设计。综合考虑电站的经济性和可利用率等因素以及通过分析EPR和AP1000核电厂60年寿期的实施方案，60年设计寿期电厂的所有主要部件和土建结构均考虑按60年设计寿命进行设计。
2.1.2材料选择
对于核级材料的选择，除选择满足RCC-M M篇的相关规定的材料外，还应满足我国核安全法规和导则的相关规定。HAF102《核动力厂设计安全规定》中规定“金属材料在设计和选用时应考虑到材料在运行、维护、试验和事故工况下的所有条件，并对使用中可能出现劣化(诸如由于侵蚀、蠕变、疲劳、化学环境、辐射环境和老化)以及在确定部件初始状态和劣化速率时的任何不确定因素，留有适当的裕量”。HAD102/08《核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统》中3.6节材料选择中规定：
选择材料时必须特别注意以下几点：
a)控制合金元素和杂质，缩小有关元素含量的容许范围，例如：
—使奥氏体不锈钢中的钴含量低；
—使奥氏体钢中碳含量低，或进行适当的稳定化处理；
—限制碳钢中碳、硫、磷和硅等元素的含量；
—限制反应堆压力容器堆芯段中的铜、镍和磷的含量；
—限制沉淀硬化材料的使用。
(b)采用合适的材料制造工艺，以控制晶粒大小；
对于60年设计寿期电厂的所有主要机械设备应从运行、材料选择、结构设计和水化学等四个方面考虑保证设备满足60年设计寿命。下面分别论述：
2.1.1运行
应尽量通过设计改进和改变运行方式等，使电站60年寿期内各种瞬态发生频率降低，并在确保安全的前提下增大正常运行范围，以降低非计划自动停堆次数。应尽量增大稳压器容积从而增加瞬态运行的余量，提高RCP承受瞬态工况的能力减少非计划停堆的次数。如果电站60年寿期内各种瞬态发生频率能够减少，就能够降低以疲劳失效为主要方式的一回路系统、核辅助系统和核安全系统设备的疲劳损伤。
核电厂寿期改进的影响因素和要求
摘要：本文介绍了核电厂60年寿期改进的相关要求。包括机械设备设计的方案描述，电气仪控设备设计的方案描述，土建结构设计的方案描述。
关键词：60年寿期改进，设备，土建结构，反应堆压力容器，安全壳
1概述
为使核电实现可持续发展，核电厂必须既保持很高的安全性，又具有很好的经济性。延长核电厂寿命，是改进核电厂经济性的最有力的措施。在役“第二代”压水堆核电厂设计寿命一般是40年，但许多已经运行近40年的核电机组的系统和设备仍能保持完好功能，具有延寿潜力。随着核电技术的发展和人类对资源有效利用要求的提高，尤其是能源市场竞争的日益加剧，产生了开展核电厂长寿命化研究的需要，美国和欧洲均已在其各自的核电站用户要求文件（URD和EUR）中将核电站的设计寿期定为60年；我国目前在新一代自主设计的福建福清核电厂5、6号机组也提出了设计寿期60年的要求。针对设计寿期从40年延长到60年，核电站内所有不可更换的设备、部件及安全壳等土建结构在设计上都要做相应的改进。
2分析电厂60年寿期的影响因素和要求
美国用户要求文件（URD）3.3节电厂设计寿期中规定，“电厂应设计运行60年而不需延长维修停堆的时间，电厂应允许迅速更换寿期内老化或失效的设备”。欧洲用户要求文件（EUR）4.2.3节电厂设计寿期中也有类似的规定。AP1000和EPR电站很好的满足了各自国家用户要求文件的规定。关于核电站提高设计寿命以及在役核电站延寿运行，国内外进行了大量的研究工作，根据国外核电厂的设计寿命、定期检查结果，整理核电厂运行及维修中得到的数据，研究设备老化的倾向，从而归纳出影响核电厂寿期的主要设备及设备老化的主要机理。分析安全级的重要的设备和构筑物，对于维修、更换容易的设备，可采用适当的频度进行检查、维修或更换，以期达到60年寿期；对于维修、更换困难的设备、构筑物，由于长期服役的要求，需按照60年设计寿期进行设计。通过收集分析并借鉴国内外的相关研究结果我们选择了核电站的5项机械设备和1项构筑物作为60年设计寿期的评价对象，包括安全壳、反应堆压力容器、主泵、稳设计的方案描述
60年设计寿期电厂所有的主要机械设备均考虑按60年寿命进行设计，对于不按60年设计寿命进行设计的机械设备，应尽量在设计阶段考虑设备的更换策略并进行经济技术评价。参考AP1000和EPR的60年寿期实施方案，60年设计寿期电厂中由于RPV是寿期内不可更换设备，虽然电厂寿期是60年但必要时允许在寿期内更换除RPV外的所有机械设备。因此在设计阶段应考虑除RPV外的所有机械设备的更换通道，更换策略和设备的老化管理等。
(c)控制清洗、标粘、试验、运输、贮存和保温等环节中所用材料中的卤素含量；
(d)除标准中所推荐的限制和试验以外的特殊限制和附加试验。
60年设计寿期电厂的所有主要机械设备均应选择符合材料标准要求的高质量的结构材料，考虑材料与环境条件的相容性。相容性包括设备材料与其内部流体的相容性；与设备外部保温材料的相容性；在设计基准事故条件下安全壳内使用的材料与喷淋液的相容性；与连接材料的相容性(焊接材料、密封材料、填料函等)等。