摘　要：核反应堆压力容器作为核电机组产生链式反应核能产热的核心装置，在反应堆全寿期内不可更换。而压力容器法兰密封面作为反应堆一回路承压边界，其表面清洁度和相关状态等因素对反应堆的密封性及运行安全性至关重要。在机组换料大修期间，当压力容器法兰密封面处于裸露状态时，需安装保护装置以防止密封面损伤。本文将对核反应堆压力容器法兰密封面防护工艺优化及装置研制措施进行详细分析。

关键词：核反应堆；压力容器；密封；防护工艺

一、现行防护工艺存在的问题

目前国内M310核电站采用的反应堆压力容器法兰密封面保护装置为整体式环形金属保护环，材质为不锈钢，总重约500公斤。使用时通过堆内构件吊具联接，利用环吊和堆芯导向柱吊运和安装；不使用时存于构件池上部堆内构件存放架上。然而，由于整体式环形金属保护环的结构特性限制，现行防护工艺存在诸多问题。工序复杂，吊装风险高；无法保证在顶盖吊装和一回路低低水位状态下法兰密封面的有效防护。从国内外核电厂运行经验反馈来看，已发生过多起反应堆压力容器法兰密封面被外来物体砸伤导致重大缺陷的事件。

二、初步技术方案及关键技术分析

（一）法兰密封面防护工艺优化

在保证安全性和功能性的基础上，对法兰密封面的防护工艺进行优化。将现行的环形金属保护环整体水下多次吊装改进为保护装置无水状态下的人工一次性安装，且与其他堆本体维修工作无干涉。利用反应堆顶盖吊离前静载悬停的时间窗口，将保护装置安装至压力容器法兰密封面上，在顶盖吊离、卸料、低低水位、装料和顶盖回装期间均保持防护状态，直至顶盖扣盖前拆除，实现反应堆压力容器法兰密封面大修期间全过程的安全可靠防护。优化后的工艺流程更加高效、安全，避免了多次吊装带来的风险和不便。

（二）保护装置结构设计

保护装置设计为分体式结构，以解决整体式结构带来的问题。为防止堆芯区域异物松脱，分体块之间采用防退出销轴式双插接对接方式连接，不使用螺栓等紧固件，确保连接紧固牢靠，不会松脱。

利用保护装置厚度空间，根据堆芯导向柱的位置分布，在保护装置相隔 90^∘ 的三个分体块设置固定耳环，耳环通过防退出销轴式单插接对接方式连接至导向柱上。这样在换料水池有水情况下，可避免堆芯内大流量介质扰动或受到外力时保护装置可能发生的位移。保护装置径向宽度方向在保证安全性和功能性的基础上，确保装置与堆本体其他设备无干涉。

安装时，安装人员分为四组，在压力容器顶盖吊离前，对8块分体式保护环两两对接准备好，在顶盖吊起静载悬停窗口利用手动安装工具将分体式密封面保护环安装在密封面和导向柱上；拆除时，同样四组人分别利用手动拆除工具将保护环拆除。在此期间，只有低低水位螺栓孔清洗和密封面检查时拆除一次，但也有尼龙盖板和胶皮对密封面进行防护。

（三）保护装置特种复合型材料选用

保护装置与压力容器接触的部分选用金属和非金属特种复合型材料。该材料已经在一回路水质环境中成功应用，具有高强度、高模量、耐高温、耐辐照、耐酸碱腐蚀性、耐冲击及变形小等特性。它可以起到良好的吸振及阻尼和抗冲击作用，能够实现高空坠物的防护功能，并确保在堆芯区域高温、高放射性环境下的安全使用。

为了确保在换料水池无水状态下，保护装置可承受不低于现有金属保护环的抗机械跌落冲击强度，保护法兰密封面不受到损伤，通过重力加速度、自由落体等分析计算进行校验。为了实现人工拆解后表面去污的性能，保护装置本体表面处理光滑以减少放射性物质残留。

（四）保护装置性能试验

为了验证保护装置具备满足设计要求的抗机械跌落冲击、耐老化、耐化学腐蚀等性能，拟开展产品试样的疲劳试验、冲击强度试验和老化试验。其中，机械跌落冲击性能试验将在专用跌落强度试验台架上进行，模拟不同高度、角度及冲击能量下的跌落工况，以验证保护装置在极端情况下的结构完整性和防砸等级。试验过程中将采集关键部位的应力应变数据，评估其吸能与缓冲效果，确保其在实际使用中不会对法兰密封面造成损伤。

耐老化性能试验则通过加速老化设备模拟长期高温、高湿和辐照环境，考核材料在堆内极端环境中的稳定性。试验内容包括热循环试验、紫外线照射试验以及辐照性能测试，用以评估材料在服役周期内的物理性能变化。

化学腐蚀试验则依据一回路水质条件配置模拟溶液，对保护装置进行浸泡与喷淋试验，检测其在酸碱交替、含盐雾等复杂化学环境下的耐腐蚀能力。试验后将对其外观、机械性能及表面附着物情况进行分析，确认其适应反应堆运行环境的能力。

通过上述多项性能试验，全面验证保护装置在各类极端工况下的安全性与可靠性，最终确定适用于现场环境的安全防护工艺技术方案，为工程应用提供坚实的技术支撑。

三、详细技术指标

本项目的总体技术指标需符合以下要求：

优化后的防护工艺可实现法兰密封面大修期间全过程安全可靠防护，单台机组节省大修关键路径至少8小时。这将大大提高核电站的大修效率，减少停机时间，降低运营成本。

保护装置材料适用于反应堆一回路水质环境，确保在恶劣的环境条件下能够长期稳定运行。

保护装置机械结构设计可以避免装置本体异物脱落，防止异物对反应堆造成损害。

另外，保护装置具备稳固和完整的机械结构，抗机械跌落冲击强度不低于现有整体式环形金属保护环（同等条件试验技术参数对比），保障了保护装置的可靠性和安全性。

保护装置设计为便于存储和运输，拆解后单块重量不超过 30Kg ，以保证现场安装的便捷性，降低了人工操作的难度和风险。

结论

通过对核反应堆压力容器法兰密封面防护工艺的优化及保护装置的研制，能够有效解决现行防护工艺存在的问题。优化后的防护工艺实现了法兰密封面大修期间全过程的安全可靠防护，提高了大修效率，降低了吊装风险。保护装置在结构设计、材料选用和性能试验等方面都进行了精心考虑，满足了各项详细技术指标要求。未来，随着技术的不断发展和完善，该防护工艺和保护装置有望在核电站中得到更广泛的应用，为核电站的安全稳定运行提供有力保障。

参考文献

[1]姜露，张丽屏，傅孝龙，等.核反应堆压力容器主密封瞬态性能研究[J].原子能科学技术，2023，57（1）：7.

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