反应堆下部堆内构件的损坏分析

和修复方案

口  赵志德1   何宏龙2

    (1．上海交通大学，200030；2．秦山核电公司，浙江，314300)

        摘  要  本文简要分析了泰山核电站反应堆堆内构件堆芯下部支承结构的损坏情况    和原因，并重点介绍了修复方案及其特点。
        关键词  核电站  下部堆内构件  损坏分析  修复方案
1  前言
        秦山核电站是我国自行设计制造的压水堆核电站，其额定功率为300MWe。电站于1991  年12月完成调试并投入运行，其正常换料周期为14—15个月。
    在1998年的第4次换料大修中，通过水下电视的确认，发现反应堆堆内构件堆芯下部支承结构(以下简称为“吊篮部件”)出现严重损坏。秦山核电厂会同国内外相关单位进行了损坏原因分析，并委托美国西屋公司对损坏部件及原设计不合理的地方进行了重新设计［1］。经详细论证，修复方案得到了秦山核电厂的认可并获得了国安核安全局的批准，最后按此方案进行了修复［2］。
2  损坏分析
        反应堆压力容器内的堆内构件结构参见图1。o吊篮部件主要由简体、简体内的围板组件、堆芯下板、流量分配板、吊篮底板、防断支承板、防断底板和支承柱等组成。
        支承柱的一个重要作用是对中子通量指套管起支承和导向作用，因此也称为指套管的导  套管。支承柱又主要分为I型支承柱和Ⅱ型支承柱两种，参见图2和图3。
        电厂从1997年3月到1998年6月陆续发现个别堆芯中子通量测量指套管插入困难或有泄漏。在1998年7月开始的第4次换料大修的指套管更换中又发现异常，同时还发现堆芯下板上有异物(松动部件)。通过水下电视确认，反应堆堆内构件吊篮部件的下栅格板组件出现严重损坏。主要损坏发生在支承柱部件上，具体情况如下：
        (1)原I型支承柱
原I型支承柱的M56螺母点焊在吊篮底板上以防止螺母松动，螺旋扣点焊在M56螺母  上以防止螺旋扣松动(参见图2)。

        水下电视检查发现，实际上大部分点焊已断开，部分M56螺母和螺旋扣已掉，有的掉到压力壳底部，有的被冲到流量分配板上。还有一些螺母虽未脱落，但已松动。
        (2)原Ⅱ型支承柱
        原II型支承柱采用分段连接，十字座通过4个M8的螺钉连在吊篮底板上，螺钉的防松采用加销点焊的方式(参见图3)。水下电视检查发现，很多点焊断裂，有个别十字架掉落到防断支承板上，部分十字架下移。
        秦山核电厂会同国内外有关单位，通过故障现象检查、失效机理判别、堆芯流场分析  (CFl))、流致振动分析(FIV)以及断口取样分析和计算，查明故障原因是：
        (1)原I型支承柱结构连接件过多，M56螺母、螺旋扣的防松焊接薄弱，在水流作用下点焊断裂，起不到防松作用。
        (2)原II型支承柱的固定螺钉的加销点焊防松结构可靠性差，在水流作用下，使十字座  M8螺钉的防松销点焊断裂，进而使螺栓松脱，造成十字座下落。
       上述设计缺陷的存在使堆芯吊篮下部结构的承载能力不足以抵抗客观存在的流致振动载荷和热载荷，在运行中紧固件和防松点焊发生了疲劳断裂。结构部件的失效降低了吊篮部件的防断支承组件的固有频率，导致流致振动的载荷进一步加大，加上松脱部件在水流作用下产生的磨损和冲击作用，加剧了部件的进一步损坏，并影响到相邻的部件。
3  修复方案
        水下电视检查发现，支撑堆芯的吊篮底板、流量分配板和堆芯下板没有失效，因此，吊篮部件损坏的修复是可行的。这是吊篮可以修复的基础。
        为了防止类似损坏继续发生，损坏部件和原来设计不合理的地方必须进行重新设计，损坏部件必须按照修复方案进行修复。
综合考虑安全性、经济性等因素，秦山核电厂提出了修复方案需要满足的两条基本原则：
        第一，修复件或更换件的设计寿命不少于20年，即原吊篮设计的剩余寿命。

        第二，修复方案尽可能保持原设计的重要水力参数，如流场、流量分配不均匀系数等。符合本原则的修复方案实施完成后，无须再做流场试验，核安全局即可同意重新启动反应堆。
        基于以上吊篮部件损坏的原因分析和设计原则得到的修复方案通过了国家核安全局审查和批准。
         修复方案和“西屋二环路压水堆的改进设计方案”相似，能从根本上解决原来吊篮下部结构设计中存在的诸多缺陷。
         修复方案参见图4。I型和Ⅱ型支承柱、防断支承板、能量吸收器、防断底板都经过了重新设计。新部件总重量和原部件相近，但重心位置更加接近吊篮底板。这可提高吊篮部件的防断支承组件固有频率，从而使流致振动的振幅降低，振动减小。重心位置的改变是通过加大支承柱尺寸和减小能量吸收器的尺寸和重量来实现的。

        修复方案的另一个特点是所有33根支承柱全部可以支撑防断支承板。在原设计中，12  根Ⅱ型支承柱采用滑动连接，对防断支承板不起支撑作用。
         下面将重点介绍一下修复方案的主要结构  特点。
         (1)新I型支承柱
    原I型支承柱(参见图2)为多级分段结构，其结构复杂，包含很多螺纹连接件和点焊。与吊篮底板连接采用4-M8螺栓；与防断支承板连接的压紧盖螺栓为4-M8；螺栓连接点焊。    新I型支承柱参见图4。它是由上法兰、柱体、下法兰和延伸管在制造厂焊接而成的一个整体，不存在任何中间螺纹连接件和现场点焊部件，结构简单，增加了可靠性。
        新I型支承柱通过上下两个法兰分别用4—M18螺栓与吊篮底板和防断支承板连接，支承柱直径由55mm增大到66mm，螺栓防松不采用点焊而是用机械锁紧。此修改使结构简化、刚度和强度增加、抗流致振动能力加强。
        (2)新Ⅱ型支承柱
原Ⅱ型支承柱(参见图3)为分段滑动连接；与吊篮底板的连接螺栓为4-M8；与防断支承板采用压紧盖连接；与堆芯下板采用点焊连接；十字座高度与吊篮底板等高。
        新Ⅱ型支承柱参见图4。它的吊篮底板以下部分由4个十字肋片、柱体、下法兰和上下延伸管组成，在制造厂焊接成一个整体。整个焊接体结构比原来的分段连接简单可靠。
        新的连接螺栓由原来的4-M8增大到4—M18，螺栓不再采用点焊防松，而用机械锁紧防松；新的支承柱直径由原来的55mm增大到66mm，使结构强度增加。
        新的十字肋片厚度由原来的底板全厚减到底板厚度的1／3，使水力对肋片的冲击作用大大减少。
        由于以上修改，新的支承柱不但简单可靠，强度和刚度增加，而且因对防断支承板的支承作用大大增强而使抗流致振动能力得到加强。
        (3)新防断支承板(参见图4)
        原防断支承板厚度为40mm，直径2600mm。新防断支承板与原防断支承板外形基本相同，可以和原来的流场相匹配。为了增加强度，新防断支承板的厚度增加到50mm，直径改为2590mm。
        (4)新能量吸收器组件(参见图4)
        能量吸收器组件是由一个防断底板和四个能量吸收器连接柱组成的焊接体。每个连接柱由一个外简体、一个能量吸收器和一个内部导向柱构成。
        原防断底板厚度为197mm，形状为圆形，连接柱直径56mm。
        新的防断底板厚度减小为100mm，形状改为正方形，突出的优点是重量比原设计大大减轻，所有新设计部件的总重心位置更加接近吊篮底板，可提高吊篮下部部件的固有频率，从而使流致振动的振幅降低，振动受力减小。
        新的连接柱直径增加到90mm，能量吸收器内外径也适当增大，以增加强度。
4  结束语
        上述结构修改，运用先进的计算程序对反应堆堆内下腔室三维流场分布、防断支承组件流致振动、防断支承组件载荷和结构件紧固件应力、疲劳水平进行了全面的分析评价，符合修复方案需满足的两条基本原则。
        修复方案得到秦山核电站的认可并通过国家核安全局的批准之后，在第4次换料大修期间对吊篮成功地进行了修复。修复后通过了核电站的最终验收，并正常运行至今。因此修复方案是有效和成功的。
参考文献
        [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]秦山核电厂下部堆内构件修复程序EN2．7．1—CQIN—1(EN2．7．1—CQIN-1: Qinshan Unit I LowerInternals Recovery)