Research on Design Method of HPR1000 Reactor Vessel Internals
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摘要: 通过对华龙一号堆内构件（RVI）正向设计方法的研究，以响应华龙一号三代核电反应堆的全新设计要求，并规范化华龙一号RVI的结构设计。RVI作为系统级的复杂设备，其结构设计影响反应堆多方面的性能，通过对RVI功能的需求分析，理清了各专业间的因果关系链条，确立了RVI设计需满足的功能需求条目。同时基于RVI的功能需求及国内外堆型的经验反馈，对重要的功能需求条目确立了量化评价准则，通过量化指标以规范RVI设计。通过RVI设计方法的研究确立了华龙一号RVI的10个方面的共72条功能需求条目，同时通过分析计算确定了各项分析的量化评价准则，为各项分析计算提出了明确的指标。该方法实现了RVI的正向设计，涵盖其全寿期的功能需求，保证了RVI设计的可靠性和安全性。Abstract: The forward design method of HPR1000 reactor vessel internals (RVI) is studied to respond to the new design requirements of HPR1000 third-generation nuclear power reactor and standardize the structural design of HPR1000 RVI. RVI is complex equipment at the system level, and its structural design affects many aspects of reactor performance. Through the demand analysis of RVI functions, the causal relationship among various disciplines is clarified, and the functional requirements items that RVI design needs to meet are established. At the same time, based on the functional requirements of RVI and the empirical feedback of reactor type at home and abroad, the quantitative evaluation criteria for important functional requirements items are established, and the quantitative indicators are used to standardize the RVI design. Through the study of RVI design method, a total of 72 functional requirements items in 10 aspects of HPR1000 RVI are established. At the same time, according to the analysis and calculation, the quantitative evaluation criteria of each analysis are determined, and clear indicators are put forward for each analysis and calculation. This method realizes the forward design of RVI, covers its full life cycle functional requirements, and ensures the reliability and safety of RVI design.
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表 1 华龙一号RVI的功能需求分析条目
Table 1. Functional Requirements Analysis Items of HPR1000 RVI
序号 需求条目 1 基本功能需求 1.1~1.6 ①为堆芯提供支承和定位；②为冷却剂冷却堆芯提供流道；③为控制棒组件提供导向，并确保其顺畅落棒；④为辐照监督管提供支承和定位；⑤为堆芯测量探测器提供导向和支承；⑥为RPV提供保护，以避免来自堆芯的过量辐照 2 运行需求 2.1~2.11 ①合适的压降，均匀的堆芯进出口流量分配，堆芯及RPV顶盖得到冷却，受到限制的总旁流；②控制棒的最大落棒时间应满足安全要求；③60 a寿命；④可更换式；⑤所有堆芯支承结构（件）、CS件应满足RCC-M规范，堆内结构（件）、IS件不能损坏CS件的完整性和完全停堆能力；⑥需能承受各类工况载荷，以保证安全停堆和余热排出的能力；⑦对于紧急工况和事故工况不得影响驱动线及安注系统注入；⑧控制棒导向筒最大水平变形不得阻止控制棒落棒以至于损坏安全停堆能力；⑨上堆芯板与控制棒导向筒之间应有合适间隙，即防止两者接触也防止横向流使控制棒产生过度磨损；⑩对于首堆需具备流致振动现场实测的条件；⑪所用材料应能满足环境要求 3 机械设计要求 3.1~3.31 ①满足与各设备的接口要求；②相同部件具备互换性；③RVI的设计需根据规定的设计温度和压力进行；④需在包含事故工况下的所有工况满足相应功能需求；⑤应考虑辐照效应带来的温升，最大表面温度不发生膜状沸腾，最大内部温度满足RCC-M要求；⑥应对RVI建立辐照计量和应变的限值；⑦分析时需包含各类载荷等，以满足RCC-M的要求；⑧需考虑流致振动载荷，限制在可接受水平；⑨旁流应被限制在设计要求内；⑩与燃料组件留有足够间隙，保证公差极限值下也不发生干涉；
⑪应平衡围板内外压差防止径向喷射对燃料组件造成损坏；⑫正常运行工况下，围板与吊篮之间的冷却剂的流向为向上流动；⑬成形板底部应与堆芯下板留有间隙，便于旁流的流入；⑭成形板与燃料组件接口面粗糙度不高于3.2 μm Ra，防止燃料更换时损伤燃料格架；⑮在LOCA事故下，应为水流从RPV上封头进入堆芯出口提供通道；⑯应在上封头区域提供流量循环，避免在上封头区域的形成分层现象；⑰应为冷却剂进入上封头区域提供流道，以保证上封头区域温度在冷却剂进出口温度之间；⑱吊篮出口管嘴泄漏的旁流应满足设计要求；⑲应避免导致控制棒过度振动的横向流；⑳RVI应设计二次支承结构以应对假想的堆芯跌落事故；㉑下腔室结构的设计应保证堆芯入口流量的分布满足设计要求；㉒需要通过试验或计算数据证明流量分布的合理性及不存在预期外的流动现象；㉓RVI应能在所有工况下保持驱动线的落棒能力，维持堆芯布置，使其可被冷却；㉔基于RPV的辐照监督计划，为辐照监督管提供支撑和导向；
4 材料和制造需求 4.1~4.11 ①所有材料应选用经过实堆验证的材料； ②选用未经验证的材料，应提供书面证明报告，报告中应考虑峰值应力、应变、水化学环境、辐照环境和温度等；③所有材料应满足RCC-M的要求；④与冷却剂直接接触材料的钴含量应不大于0.06%（质量分数）；⑤所有与冷却剂接触的材料应具备在寿期内抗应力腐蚀开裂的能力，RVI的主体材料应为Z2CN19-10（控氮）；⑥Ni-Cr-Fe合金仅可用于低强度材料无法满足使用要求且有成功使用经验的场合；⑦敏化的奥氏体不锈钢禁止使用；⑧不应使用对晶间腐蚀开裂敏感的材料；⑨因科镍600、182和82（焊缝填充材料）合金禁止使用；⑩因科镍 A-286合金禁止使用；⑪焊接材料和焊接工艺应使敏化降到最低，不能影响材料的抗晶间腐蚀能力。 5 安全和可靠性需求 5.1~5.2 ①堆内构件的功能等级为F-SC1级，屏障等级为B-SC1级，抗震类别为1I类，质保等级为QA1级，规范等级为RCC-M G篇IS件；②设计寿命内不得出现失效，产品使用率93% 6 检查和维修需求 6.1~6.5 ①为在役检查和试验提供通道；②紧固件具备便于在役检查的特征；③上部堆内构件和下部堆内构件允许单独从RPV竖直向上拆除，且无需堆内的拆除操作，RVI的装拆时间应满足换料要求；④为紧固件、焊缝和其他有潜在老化风险特征的在役检查提供通道；⑤考虑便于自动化或机器人系统的检查、维修和更换 7 防辐射需求 7.1 应在合理范围内尽量减少相关人员所受辐照剂量 8 运输和包装需求 8.1~8.3 ①应为运输和贮存前的准备建立说明书；②运输和贮存过程中RVI和相关材料应进行保护以避免受到因环境条件带来的损伤；③应为RVI的安装建立说明书 9 质保需求 9.1 必须遵循核安全法规HAF003《核电厂质量保证安全规定》及HAD003/06《核电厂设计中的质量保证》等相应的核安全导则 10 其他需求 10.1 应根据R.G. 1.20进行流致振动综合评价（CVAP），CVAP仅用于首堆；每个反应堆均应进行热态功能试验（HFT） 
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表 2 RVI功能需求分析判定结果
Table 2. Judgment Results of Functional Requirements Analysis
条目号 需求内容 判定结果 1.6 为RPV提供保护，以避免来自堆芯的过量辐照 需计算分析 2.1 水力学计算结果应在如下几个方面满足RVI的设计要求：合适的压降；均匀的堆芯进出口流量分配；堆芯及RPV顶盖得到冷却；受到限制的总旁流 需计算分析 2.3 60 a寿命 需计算分析 2.5 所有堆芯支承结构（件）、CS件应满足RCC-M规范，堆内结构（件）、IS件不能损坏CS件的完整性和完全停堆能力 需计算分析 2.6 需能承受各类工况载荷，以保证安全停堆和余热排出的能力 需计算分析 2.7 对于紧急工况和事故工况还需满足如下需求：限制上部吊篮径向向内变形量，不得与下部导向筒接触；限制吊篮径向向外变形量，不得影响安注系统冷却剂的注入 需计算分析 2.8 控制棒导向筒在紧急工况和事故工况下的最大水平变形不得阻止控制棒落棒以至于损坏安全停堆能力 需计算分析 3.4 需在包含事故工况下的所有工况满足所有功能需求 需计算分析 3.5 应考虑辐照效应（如γ释热）带来的温升，最大表面温度不发生膜状沸腾，最大内部温度满足RCC-M要求 需计算分析 3.6 应从运行核电厂和/或材料试验堆应用数据的基础上对RVI（包括螺栓）建立辐照计量和应变的限值：所有的CS件应基于寿期末的中子注量峰值评估辐照肿胀和辐照促进应力腐蚀开裂（IASCC）；辐照松弛显著的部位（如紧固件）应对其进行评估 需计算分析 3.8 需考虑流致振动载荷，限制在可接受水平 需计算分析 3.9 旁流应被限制在设计要求内 需计算分析 3.17 应为冷却剂进入上封头区域提供流道，以保证上封头区域温度在冷却剂进出口温度之间 需计算分析 3.18 吊篮出口管嘴泄漏的旁流应满足设计要求 需计算分析 3.21 下堆芯板、堆芯支承柱、堆芯支承板、二次支承及流量分配组件（包含流量分配板）的设计应保证堆芯入口流量的分布满足设计要求 需计算分析 3.27 压紧弹簧应能在正常工况、异常工况和试验工况下维持足够的压紧载荷，以最小化RVI的滑移、磨损和振动；异常工况下，RVI可能受到提升力的作用，压紧弹簧和相应的法兰表面产生的永久变形量不能产生影响后续运行 需计算分析 5.2 设计寿命内不得出现失效，产品使用率93% 需计算分析
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表 3 堆芯入口流量分布准则
Table 3. Core Inlet Flow Allocation Criterion
描述 准则 两相邻组件之间入口流量的允许不均匀系数 0.15 允许的最大/平均入口流量比值（对内部组件 ①） 1.15 允许的最大/平均入口流量比值（对外围组件 ②） 1.05 允许的最小/平均入口流量比值（对内部组件） 0.90 允许的最小/平均入口流量比值（对外围组件） 0.85 通常情况下按照正方形排列（5×5）的25个组件构成的集体的最小允许入口流量的比值（平均流量的百分比） 0.96 注：①内部组件是非外围组件，即没有燃料组件外表面靠近成形板；②外围组件定义为至少有一个外表面临近成形板的燃料组件
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表 4 RVI的变形限值
Table 4. RVI Deformation Limit
定义描述 工况 变形限值 堆芯支承板的最大变形（边缘相对于中心） 正常工况 <1.524 mm 导向筒定位螺栓位置之间的上支承板倾斜度 正常工况 <0.002 mm/mm 上支承板最大变形 正常工况 <2.54 mm 上堆芯板相对于上支承板的轴向移动 所有工况 不弯曲下部导向筒，上堆芯板不与下部导向筒接触 吊篮向内变形 紧急工况/事故工况 径向<104 mm 吊篮向外变形 紧急工况/事故工况 径向<25.4 mm 吊篮非均匀向外变形 紧急工况/事故工况 环腔减少面积<10% 上部导向筒在顶板位置的静态径向位移（相对于压力容器） 正常工况 <10.4 mm 上部导向筒在顶板位置的动态径向位移（相对于压力容器） 正常工况 <3.3 mm 导向筒的径向变形 紧急工况/事故工况 <25.4 mm 堆内测量导向结构（IGA）格架板和上部导向筒法兰
的相对变形所有工况 不接触 二次支承组件（SCSS）的变形 所有工况 不与压力容器接触
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表 5 IASCC阈值准则
Table 5. IASCC Threshold Criteria
辐照损伤 应力阈值 辐照损伤＜3 dpa 不考虑IASCC 3 dpa≤辐照损伤≤10 dpa ≥425 MPa 10 dpa＜辐照损伤≤20 dpa ≥315 MPa 20 dpa＜辐照损伤≤40 dpa ≥205 MPa
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表 6 压降计算结果
Table 6. Pressure Drop Calculation Results
区域 压降/MPa 压力容器进口 0.078 环形空间 0.001 下腔室（含下支承板） 0.035 堆芯 0.153 压力容器出口（含上腔室） 0.047 压力容器总压降 0.315
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表 7 旁流计算结果（%总流量）
Table 7. Bypass Flow Calculation Results (% Total Flow)
旁流 最小 最佳估算 最大 上封头冷却 1.74 1.92 2.15 出口接管 0.08 0.17 0.34 围板-吊篮间 0.38 0.42 0.48 外围空隙 0.05 0.20 0.48 导向管内 0.91 1.8 1.98 总旁流 3.16 4.52 5.43
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表 8 流量分配评价结果
Table 8. Flow Allocation Evaluation Results
堆芯入口流量
分配标准量化评
价准则华龙一号流量
分配结果评价结果 相邻组件间流量
分配不均匀系数最大值 0.15 0.068 满足要求 平均不均匀系数 0.035 最大入口流量 内部组件 ＜1.15 1.101 满足要求 外围组件 ＜1.05 1.012 满足要求 最小入口流量 内部组件 ＞0.9 0.942 满足要求 外围组件 ＞0.85 0.898 满足要求 对于5×5正方形排列25个
组件区域最小平均流量＞0.96 0.991 满足要求
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