CN109523232A - 一种压水堆核电厂反应堆堆内构件的分类管理方法 - Google Patents
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Abstract
本发明专利提供一种压水堆核电厂反应堆堆内构件的分类管理方法，包括以下步骤：1）确定堆内构件部件的老化机理；2）确定部件的筛选准则；3）将堆内构件部件初步分类为A类部件与非A类部件；4）对非A类部件进行FMECA分析，进一步分为A、B、C类部件；5）对C类部件进行功能评估，确认是否维持在C类或调整为B类；6）将B类与C类部件分为主要检查部件、扩大检查部件、现有大纲部件，A类部件分类为无额外措施检查部件；7）对主要检查部件、扩大检查部件、现有大纲部件制定检查要求，本发明的分类管理方法克服了常规堆内构件部件管理中缺乏理论依据、分析评估过程缺乏定量分析的问题，具有可执行性强、适用性高、补充检查要求明确的优点。
Description
技术领域
本发明属于核电厂堆内构件老化管理技术领域，具体涉及一种压水堆核电厂反应堆堆内构件分类管理方法。
背景技术
堆内构件(RVI)是核电站核安全相关(LS级)的关键设备，具有支撑和固定堆芯组件等关键作用，直接关系到反应堆的运行安全和效率。建立RVI老化管理方法是保障RVI可靠性的重要技术手段，也是堆内构件老化评估体系的核心组成。目前我国尚未建立RVI老化管理体系，特别是在核电厂初始设计期满后的许可证延续运行期间，在RVI的老化管理要求方面(如老化状态评估、检测要求等)尚处于空白状态。因此需提出一种压水堆核电厂反应堆堆内构件分类管理方法，从而开发建立适用于我国压水堆核电厂的RVI管理体系。
发明内容
本发明基于现有技术的不足提供一种压水堆核电厂反应堆堆内构件分类管理方法。
为达到上述目的，本发明采用的技术方案是：一种压水堆核电厂反应堆堆内构件的分类管理方法，包括如下步骤：
1)确定堆内构件的部件清单，并基于部件材料化学成分、中子注量、服役温度和应力水平，明确堆内构件中不同部件的老化机理；
2)根据部件的老化机理、材料、筛选参数和阈值，确定部件的筛选准则；
3)根据部件清单和筛选准则，对堆内部件进行初步筛选，确定初步的A类部件与非A类部件；
4)对初步分类的非A类部件进行FMECA分析，FMECA分析为失效可能性与损害可能性的综合评估结果，进一步确定为A类、B类或C类部件；
5)对C类部件进行功能评估以确认是否维持在C类或调整为B类；
6)将C类与B类部件分类为主要检查部件、扩大检查部件和现有大纲部件，A类部件分类为无额外措施检查部件；
7)对主要检查部件、扩大检查部件和现有大纲部件制定检查要求。
进一步的，步骤1中，堆内构件的老化机理包括应力腐蚀开裂、辐照加速应力腐蚀开裂、磨损、疲劳、热老化脆化、辐照脆化、空洞肿胀、热和辐照导致的应力松弛和辐照蠕变。
进一步的，步骤4中，FMECA分析中的失效可能性分析按照部件在60年内发生失效的概率进行分类。
进一步的，步骤4中，FMECA分析中的损害可能性分析以综合评定部件带来损害的可能性以及存在财务风险的可能性进行分类。
进一步的，步骤5中，C类部件的功能评估包括应力腐蚀开裂、辐照加速应力腐蚀开裂、热老化脆化、辐照脆化、空洞肿胀、热和辐照导致的应力松弛和辐照蠕变。
进一步的，步骤6中，主要检查部件为可能具有显著老化效应可能性的部件；扩大检查部件为当主要部件检查结果不满足验收准则时，才需要开展检查的部件；现有大纲部件为通过包括ASME规范第XI卷“检查种类B-N-3”的现有大纲进行管理的部件；无额外措施检查部件无需增加措施进行管理。
采用以上技术方案后，本发明与现有技术相比具有如下优点：本发明适用于我国压水堆核电厂反应堆堆内构件分类管理，通过多步骤的对部件分类后制定相应的管理要求，能够实现堆内构件的管理，使安全评估的对象全面、系统。该方法克服了常规堆内构件部件管理中缺乏理论依据、分析评估过程缺乏定量分析的问题，具有可执行性强、适用性高、补充检查要求明确的优点。
附图说明
附图1为本发明的堆内构件分类管理方法流程图。
具体实施方式
下面结合附图及实施例对本发明作进一步说明。
如图1所示，一种压水堆核电厂反应堆堆内构件分类管理方法，它包括以下步骤：
1)确定堆内构件的部件清单，并基于部件材料化学成分、中子注量、服役温度和应力水平，明确堆内构件部件的老化机理。堆内构件的潜在老化机理包括应力腐蚀开裂、辐照加速应力腐蚀开裂、磨损、疲劳、热老化脆化、辐照脆化、空洞肿胀、热和辐照导致的应力松弛和辐照蠕变。
2)根据部件的老化机理、材料、筛选参数和阈值(敏感值)，确定部件的筛选准则。不同老化机理的筛选准则见表1。
表1不同老化机理的筛选准则
3)根据部件清单和筛选标准，对堆内构件部件进行初步筛选：若该部件低于筛选准则，则该部件分类类别为A，若该部件高于筛选准则(非类别A)，则需进一步开展FMECA(失效模式、影响和危害性)分析。
4)FMECA分析：FMECA为失效可能性与损害可能性的综合评估结果。
4.1)部件失效：部件因一种或多种老化机理导致材料性能劣化，从而引起部件在正常运行或事故条件下失去执行其预定功能的能力。失效可能性分类见表2。
表2失效可能性分类表
4.2)损害可能性：指对燃料组件或其它堆内构件部件的物理损坏，或者其它直接影响削弱安全停堆能力。损害可能性分类见表3。
表3损害可能性分类表
4.3)基于表2与表3开展堆内构件部件的失效可能性与损害可能性分类，根据分类情况对部件进行FMECA分组，分组结果见表4，其中，分组3代表重要性为高，分组2代表重要性为中，分组1代表重要性为低，分组0代表重要性为不重要。
表4 FMECA分组表
5)基于FMECA分析，对堆内构件部件进行初步归类：
类别A：FMECA分组为0的部件，该部件的老化效应低于筛选准则，老化重要性最低；
类别C：FMECA分组为3与2的部件，该部件的老化效应高于筛选准则，对老化有中度或高度敏感性。C类部件尚未通过分析或试验证明其有足够的能力抵抗破坏进而保持预定功能；
类别B：FMECA分组为1的部件，对老化效应中度敏感的非类别A、非类别C部件，将其归为类别B。如果通过已有的10年在役检查结果或其他的老化管理计划足以消除该类部件对安全性、可靠性和经济性的影响，那么这类部件又可以归类到类别A。
6)功能分析
对C类的组件进行功能评估，以确认是否维持在C类或调整为B类。主要考虑应力腐蚀开裂、辐照加速应力腐蚀开裂、热老化脆化、辐照脆化、空洞肿胀、热和辐照导致的应力松弛和辐照蠕变，保守考虑堆芯负载、热传递、预应力及焊道残留应力，在40次大修或60年的时间下，通过ANSYS分析组件出现劣化的时间和位置等信息。
7)堆内构件分类管理
将堆内构件类别C与类别B部件进行分类，确定每个部件的最终分类，包括主要检查部件、扩大检查部件和现有大纲部件，A类部件分类为无额外措施检查部件。其中，主要检查部件为可能会发现显著老化效应的部件；扩大检查部件为只有主要部件检查结果不满足验收准则时，才需要开展检查的部件；现有大纲部件为通过ASME规范第XI卷“检查种类B-N-3(堆芯支撑结构检查)”等现有大纲进行管理的部件；无额外措施检查部件无需增加措施进行管理。
8)制定检查要求
根据部件的最终分类情况，制定检查要求。表5与表6分别为堆内构件分类管理时主要检查部件和扩大检查部件可能涉及到的检查要求，表7为现有大纲检查部件可能涉及到的检查要求。
表5主要检查部件的检查要求
表6扩大检查部件的检查要求
表7现有大纲检查部件的检查要求
实施例一
本实施例对堆内构件分类管理过程中的围板-成型板螺栓的辐照加速应力腐蚀开裂机理进行管理。具体步骤如下：
1)确定我国某一核反应堆堆内构件的结构清单，确认围板-成型板螺栓(BFB)为该反应堆的部件。该部件材料化学成分为Cr(17.28％)、Ni(11.65％)、Mo(2.49％)、Mn(1.24％)、Cu(0.46％)、Si(0.340％)、C(0.038％)、Co(0.010％)、P(0.008％)、S(0.003％)和Fe(the balance)，为典型的316奥氏体不锈钢，在服役过程中中子注量最高可达50dpa以上，服役温度在290-360℃之间，应力最高可达630MPa以上。根据以上参数，参考NRC NUREG-1801，确定堆内构件的潜在老化机理包括应力腐蚀开裂、辐照加速应力腐蚀开裂、磨损、疲劳、热老化脆化、辐照脆化、空洞肿胀、热和辐照导致的应力松弛和辐照蠕变。
2)根据堆内构件BFB的服役参数(中子注量最高达50dpa，应力最高达630MPa)与表1中辐照加速应力腐蚀开裂的敏感要素与敏感值进行初步分析，确定堆内构件BFB的辐照加速应力腐蚀开裂高于表1中的筛选准则。
3)对堆内构件BFB的辐照加速应力腐蚀开裂进行FMECA分析：评估分析确认堆内构件BFB已发生多起辐照加速应力腐蚀开裂导致的断裂事件，如法国CP0系列机组、比利时Tihange 1号反应堆、美国Point Beach 2、Indian Point2号反应堆，本反应堆运行60年期间不能排除BFB的失效可能性，因此，确定BFB的辐照加速应力腐蚀开裂失效可能性为“高”。此外，BFB断裂的螺栓即使发生辐照加速应力腐蚀开裂导致的断裂，由于螺栓头的设计导致螺帽不会脱落，BFB部件失效不太可能带来对燃料组件或其它堆内构件部件带来物理损坏，因此，确定BFB的辐照加速应力腐蚀开裂损害可能性为“低”。
4)根据以上失效可能性与损害可能性分析，基于表4对BFB的IASCC进行FMECA分组，分组结果为“2”。
5)基于FMECA分组结果，BFB的辐照加速应力腐蚀开裂初步归类为“C”。
6)通过使用ANSYS-based subroutine(IRADSS)软件对辐照加速应力腐蚀开裂效应对BFB的影响分析，结果表明，围板成型板螺栓存在性能劣化可能性，劣化出现的时间为25-35EFPY。因此，BFB归类为主要检查部件，BFB的检查方法、频次和覆盖范围如表8所示。
表8堆内构件围板-成型板螺栓检查要求
本发明的分类管理方法克服了常规堆内构件部件管理中缺乏理论依据、分析评估过程缺乏定量分析的问题；同时，本发明的分类管理方法具有可执行强、适用性高、补充检查要求明确的优点。
上述实施例只为说明本发明的技术构思及特点，其目的在于让熟悉此项技术的人士能够了解本发明的内容并据以实施，并不能以此限制本发明的保护范围。凡根据本发明精神实质所作的等效变化或修饰，都应涵盖在本发明的保护范围之内。
Claims (6)
1.一种压水堆核电厂反应堆堆内构件的分类管理方法，其特征在于，包括如下步骤：
1）确定堆内构件的部件清单，并基于部件材料化学成分、中子注量、服役温度和应力水平，明确堆内构件中不同部件的老化机理；
2）根据部件的老化机理、材料、筛选参数和阈值，确定部件的筛选准则；
3）根据部件清单和筛选准则，对堆内部件进行初步筛选，确定初步的A类部件与非A类部件；
4）对初步分类的非A类部件进行FMECA分析，FMECA分析为失效可能性与损害可能性的综合评估结果，进一步确定为A类、B类或C类部件；
5）对C类部件进行功能评估以确认是否维持在C类或调整为B类；
6）将C类与B类部件分类为主要检查部件、扩大检查部件和现有大纲部件，A类部件分类为无额外措施检查部件；
7）对主要检查部件、扩大检查部件和现有大纲部件制定检查要求。
2.根据权利要求1所述的一种压水堆核电厂反应堆堆内构件的分类管理方法，其特征在于：步骤1中，堆内构件的老化机理包括应力腐蚀开裂、辐照加速应力腐蚀开裂、磨损、疲劳、热老化脆化、辐照脆化、空洞肿胀、热和辐照导致的应力松弛和辐照蠕变。
3.根据权利要求1所述的一种压水堆核电厂反应堆堆内构件的分类管理方法，其特征在于：步骤4中，FMECA分析中的失效可能性分析按照部件在60年内发生失效的概率进行分类。
4.根据权利要求3所述的一种压水堆核电厂反应堆堆内构件的分类管理方法，其特征在于：步骤4中，FMECA分析中的损害可能性分析以综合评定部件带来损害的可能性以及存在财务风险的可能性进行分类。
5.根据权利要求1所述的一种压水堆核电厂反应堆堆内构件的分类管理方法，其特征在于：步骤5中，C类部件的功能评估包括应力腐蚀开裂、辐照加速应力腐蚀开裂、热老化脆化、辐照脆化、空洞肿胀、热和辐照导致的应力松弛和辐照蠕变。
6.根据权利要求1所述的一种压水堆核电厂反应堆堆内构件的分类管理方法，其特征在于：步骤6中，主要检查部件为可能具有显著老化效应可能性的部件；扩大检查部件为当主要部件检查结果不满足验收准则时，才需要开展检查的部件；现有大纲部件为通过包括ASME规范第XI卷“检查种类B-N-3”的现有大纲进行管理的部件；无额外措施检查部件无需增加措施进行管理。
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Legal Events
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| PB01 | Publication | ||
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| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
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| RJ01 | Rejection of invention patent application after publication |
Application publication date: 20190326 |
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| RJ01 | Rejection of invention patent application after publication |