压水堆机组一回路环境促进疲劳分析方法研究

吕方明; 姜赫; 童赫; 曹国畅; 曹洪胜

doi:10.13832/j.jnpe.2024.06.0232

压水堆机组一回路环境促进疲劳分析方法研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0232

1.
中核武汉核电运行技术股份有限公司，武汉，430223
2.
中核运维技术有限公司，杭州，311200

详细信息

作者简介:
吕方明（1979—），男，高级工程师，现主要从事核电设备老化与寿期管理相关研究工作，E-mail: lvfm@cnnp.com.cn

中图分类号: TM623；TL48
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出版历程
- 收稿日期: 2023-12-22
- 修回日期: 2024-03-01
- 刊出日期: 2024-12-17

Research on Environmentally Assisted Fatigue Analysis Method for Primary Circuit of Pressurized Water Reactor Units

1.
China Nuclear Power Operation Technology Corporation, Ltd., Wuhan, 430223, China
2.
CNNP Operation Maintenance Technology Co., Ltd., Hangzhou, 311200, China

摘要

摘要: 环境促进疲劳（EAF）是以水为冷却剂的反应堆的重要老化机理，对核电厂一回路关键敏感部位的疲劳寿命有重要影响。介绍了美国关于EAF关键敏感部位的筛选流程和环境疲劳修正因子（F_en）的计算公式，并统计了美国延寿机组EAF关键敏感部位筛选的结果。参考美国EAF分析方法，筛选出了国内某核电厂1、2号机组一回路EAF关键敏感部位。所述流程、方法和案例对于国内核电厂EAF分析具有重要的指导和示范意义。
- 核电 /
- 环境促进疲劳（EAF） /
- 筛选 /
- 老化
Abstract: Environmentally assisted fatigue (EAF) is an important aging mechanism for reactors with water as coolant, which has significant influences on the fatigue life of critical sensitive components in primary circuit of nuclear power plants. In this paper, the EAF screening process of critical sensitive components and the calculation formula of environmental fatigue correction factor (F_en) deriving from the United States are introduced. Meanwhile, the results of EAF key sensitive part screening for the license renewal units in the United States are statistically analyzed. Referring to the EAF analysis method of the United States, the critical sensitive components of the primary circuit of Units 1 and 2 in a domestic plant are selected. The processes, methods, and cases have important guiding and demonstration significance for EAF analysis in the domestic nuclear power plants.
- Nuclear power /
- Environmentally assisted fatigue (EAF) /
- Screening /
- Aging

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图 1 EAF关键敏感部位筛选流程

Figure 1. Screening Process for EAF Critical Sensitive Components

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图 2 转化温度取值范围

Figure 2. Conversion Temperature Range

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图 3 转化应变速率取值范围

Figure 3. Range of Conversion Strain Rate

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表 1 美国压水堆机组（申请延寿）重点关注部位

Table 1. EAF Focused Components of PWR Units (Applied for License Renewal) in U.S.

序号	重点关注部位	涉及机组数量/台
1	稳压器波动管热段接管	50
2	反应堆压力容器进、出口接管	48
3	上充管线与主管道接管	46
4	反应堆压力容器壳体和下封头过渡段	44
5	稳压器与波动管接管	36
6	安注管线与主管道接管	35
7	余热排出系统核1级管道	30
8	安注箱与一回路接管	10
9	停堆冷却系统核1级管道	10
10	稳压器喷淋接管	8
11	稳压器安全阀和泄压阀接管	8
12	稳压器电加热器套管	6
13	化学与容积控制系统下泄管道	6
14	蒸汽发生器人孔和水室出口	4

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表 2 主设备关键部位U_en排序

Table 2. U_en Ranking of Critical Components of Major Equipment

序号	部位		U_en（40 a）
1	稳压器	电加热元件套管	1.00
2		仪表接管	0.80
3		波动管接管嘴	0.40
4		上封头与筒体连接部位	0.09
5		喷雾接管嘴	0.08
1	蒸汽发生器	一次侧腔体、管板及连接筒体	1.00
2		U型传热管	0.56
3		传热管与管板的焊接部位	0.34
4		下封头隔板	0.15
1	反应堆压力容器	最外围中子测量管	1.00
2		安注箱接管	0.89
3		中子测量管管座（2号机组）	0.69
4		最外围控制棒驱动机构管座	0.44
5		进口接管	0.20
6		出口接管	0.11

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表 3 主管道关键管件和部位U_en排序

Table 3. U_en Ranking of Critical Components of Major Pipelines

序号	管件或部位	U_en（40 a）
1	蒸汽发生器入口弯头	1.00
2	温度计套管管嘴（热段）	0.59
3	稳压器波动管管嘴	0.43
4	取样管管嘴	0.43
5	蒸汽发生器出口弯头	0.42
6	测温旁路接管管嘴（冷段）	0.39
7	温度计套管管嘴（冷段）	0.38
8	上充管管嘴	0.30
9	流量测量管管嘴	0.30
10	测温旁路接管管嘴（过渡段）	0.26
11	测温旁路接管管嘴（热段）	0.25
12	反应堆压力容器出口焊缝	0.22
13	蒸汽发生器入口焊缝	0.22
14	主泵出口焊缝	0.13
15	反应堆压力容器入口焊缝	0.13
16	蒸汽发生器出口焊缝	0.13
17	主泵入口焊缝	0.13
18	稳压器喷雾管管嘴	0.08
19	疏排水管管嘴	0.02
20	下泄管管嘴	0.01

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参考文献(10)

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