10.1 反应堆冷却剂管道
10.1.1 设计技术关键
反应堆冷却剂管道是反应堆冷却剂系统的重要组成部分，它连接反应堆、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵，形成一个密闭回路，将导出反应堆产生的热能，传给蒸汽发生器，然后传递给二回路系统；构成的密闭环路也是反应堆冷却剂的压力边界和控制放射性产物外泄的边界。

因此，反应堆冷却剂管道安全可靠性与反应堆冷却剂系统的热传递功能和安全功能密切相关。

反应堆冷却剂系统管道包容了核电厂所有预期运行状态或预期系统交互作用下的系统的压力和温度。

反应堆冷却剂系统管道的安全等级为核安全1级，设计压力为17.23Mpa abs，设计温度为343℃。

为了能够保证反应堆冷却剂管道在各种可能工况下的结构完整性和功能能力，在反应堆冷却剂管道设计过程中应考虑如下的技术关键：
1）选材；
2）结构设计；
3）应力分析；
4）设计验证
5）试验要求；
6）焊接、热处理、无损检验等技术要求。

10.1.2 设计技术关键的解决措施及技术储备
10.1.2.1 选材
反应堆冷却剂管道要求有足够的强度、高的塑性和韧性，要保证即使
管道发生破坏，也要先漏后破，不允许主管道发生瞬时断裂；耐高温，耐高压水腐蚀，材料加工性及焊接性良好；使腐蚀/侵蚀减少到最低程度，并与运行环境（包括期望辐射水平）兼容。

反应堆冷却剂管道采用奥氏体不锈钢材料锻造，直管选用Z3CN20-09M 离心浇铸，弯头和45°斜接管嘴选用Z3CN20-09M静力铸造，90°接管嘴和热套管为Z2CND18-12（控氮）锻造。

所用材料均应符合RCC-M标准M 篇的要求。

在制造、安装和运行过程中，禁止出现不锈钢和镍铬合金钢材料与铜、低镕点合金、水银和铅接触，防止被污染。

表面要进行清洁，严格控制卤族元素的限值。

考虑到铸造不锈钢材料由于热老化而引起材料性能劣化，可能难以满足使用寿命要求，因此新一代核电站反应堆冷却剂管道采用不绣钢材料整体锻造、加工成形，没有纵向或电渣焊缝，而且不包括任何铸造管件。

方向的改变通常用弯管而不是弯头完成，从而最大程度地减少了焊缝、管道配件和短半径弯头的数量。

10.1.2.2 结构设计
反应堆冷却剂管道结构设计的目标是无应力集中，而且还要确保在役检查的可达性。

与反应堆相并联的每条反应堆冷却剂管道环路由下述三个管段组成：
1）热段：从反应堆压力容器出口到蒸汽发生器一次侧进口的管段，压力15.5MPa，温度327℃；包括一根名义直径737.6mm的直管段，一个名义直径从737.6mm逐渐扩大到787.4mm的50°弯头和若干90°接管嘴（安
全注射管接管嘴、稳压器波动管接管嘴、余热排出管接管嘴等）。

2）过渡段：从蒸汽发生器一次侧出口到反应堆冷却剂泵入口的管段，压力15.5MPa，温度292℃；包括一个垂直直管段、一个水平直管段、两个90°弯头和一个40°弯头，名义直径均为787.4mm，主管上还焊有一定数量的管座和接管嘴。

过渡段管道直径加大，以减少压降，并改善主泵吸入口的流动条件。

3）冷段：从反应堆冷却剂泵出口到反应堆压力容器入口的管段，压力为15.5MPa，温度为292℃；由一根直管段和一个位于反应堆压力容器入口处的弯头组成，名义直径为698.5mm，还包括与之相焊的90°和45°接管嘴。

反应堆冷却剂管道的最小尺寸应满足系统的要求。

反应堆冷却剂系统管道的壁厚应满足RCC-M-B3600的设计要求。

管道的最小弯曲半径是管道公称直径的1.5倍，其椭圆度满足RCC-M规范的要求。

管道连接主要采用法兰和焊接两种形式。

对于主管道而言，补强区位于管嘴侧，不应在管道侧进行补强；如果降低连接管线管嘴的损伤系数是必须的，那就安装热套管。

主管道有足够的刚性，不需要支架。

但为了在假想的管道断裂情况下防止管道甩动，所以在不同的位置上安装了甩击限位器。

10.1.2.3 应力分析
反应堆冷却剂管道布置和支撑结构方案是否正确合理，是要通过详细力学计算和分析来证实的。

反应堆冷却剂管道的力学计算和分析是核装置管道力学分析中最为复杂和困难的任务之一，反应堆冷却剂管道力学计算
和分析，应能保证管道在设计、运行、事故和试验工况下，承受包括地震在内的各种载荷，不产生各种失效，而保持结构的完整性。

计算工况包括设计工况、正常运行工况、拢动工况、紧急工况、事故工况和试验工况。

计算应考虑载荷包括设计内压、管道自重、介质重量、保温结构重量、外部机械载荷、动力载荷、热膨胀载荷、端点位移（热胀、地震、环境温度变化、土建次降引起）、地震载荷（OBE和SSE）、设计基准管道破裂载荷、试验载荷等。

1）应力分析
按RCC-M B3600（或ASME第III卷NB分卷）1级管道要求进行计算分析。

可利用管道有限元计算软件SYSPIPE 对管进行应力分析和抗震分析。

首先对管道所在系统的功能和工况参数、管线的布置情况进行详细的了解，划分分析范围；其次，根据管道ISO 图用软件建立分析管线部分的几何模型，并定义材料属性；然后，按照规范规定的载荷组合形式加载；最后，计算评定并输出支反力。

反应堆冷却剂管道的设计，首先必须满足最小壁厚的要求，同时还要满足一次薄膜加弯曲应力的限制条件。

对于三类和四类工况的载荷，还必须满足最大运行峰值压力限值的要求。

这些要求都是以塑性失效准则为依据的。

在估计循环载荷影响时，要考虑到温度梯度和几何或材料的不连续性而引起的峰值应力的影响。

2）疲劳分析
在正常和扰动工况下需要对主管道进行疲劳分析评定，以保证设备在寿期内不会发生疲劳失效。

疲劳分析应考虑所有与运行操作对应的瞬态工
况，如加热、冷却和功率变化等，以及常见运行故障等瞬态，如紧急停堆、给水泵或循环水泵跳闸、厂外电源丧失、冷凝器真空破坏和控制系统故障等。

可利用管道有限元计算软件SYSPIPE 对管进行疲劳分析。

反应堆冷却剂管道几何形状突变的局部不连续区域是应力高度集中的部位。

在循环工况下的疲劳分析方法是将峰值应力同应变循环的疲劳数据进行比较作为基础的。

先求出相关部位的计算峰值应力强度，利用设计疲劳曲线查出许用应力强度，然后将计算峰值应力强度和许用应力强度进行比较，并采用累计疲劳损伤的方法来评价部件对循环工况的适应性。

累计疲劳损伤系数用U表示，即U=U1+U2+…+U n，评定准则为U＜1.0，当部件的累积疲劳系数U＜1.0时，即表示该部件在全寿期内，对循环工况具有适用性。

3）断裂分析
在假设反应堆冷却剂管道存在缺陷或裂纹尺寸的条件下，评定结构发生脆性失稳断裂的可能性，确保在基准设计事故工况下，不存在由基准缺陷的不稳定扩展引起的部件损伤危险。

对于每个需分析的区域，应选择一个至几个基准缺陷进行分析计算。

考虑到检验、制造工艺下缺陷可能扩展，基准缺陷的几何形状、尺寸和方法都应根据分析区域中可能发生的缺陷作出选择。

10.1.2.4 设计验证
1）可采用手工计算校核；
2）可采用不同的计算方法校核；
3）可通过已有的试验结果和经验数据校核；
4）可通过已知的、相似的或标准的答案来校核；
5）可通过测量的和文献中的数据来校核；
6）可通过习惯的公认数据和相互关系来校核；
7）可通过标准大纲和考题的结果来校核；
8）可通过参数的敏感性分析来校核；
9）可参考经独立第三方审查和接受的验证和确认方法。

10.1.2.5 试验要求
焊接前用试件做焊接工艺评定，包括焊缝坡口及其相邻的母材表面进行液体渗透探伤、焊缝经射线探伤检验、机械性能试验、元素化学成份分析及金相试验。

系统安装完毕后作水压试验和热态试验。

反应堆冷却剂管道每一组焊件应按RCC-M B5000规定进行水压试验，水压试验压力为31MPa (绝对压力)，水压试验温度为室温(0℃以上)。

10.1.2.6 焊接、热处理、无损检验等技术要求
应采取必要的措施，消除反应堆冷却剂管道由于弯曲或其它可能在管子中引起明显残余应力的制造过程中产生的应力，使得管道潜在的应力腐蚀开裂产生的可能性最小。

应采用了使不锈钢敏化程度最小化的焊接、切割、热处理和其它工艺。

尽量减少与反应堆冷却剂管道相关的焊缝，尽量减少在役检查的工作量，减少工作人员受辐照剂量。

对接焊、支管管嘴焊接和凸台焊接都采用全焊透焊缝设计。

主管道在车间预制时，直管与弯头采用手工钨极惰性气体保护焊(TIG)焊打底，埋弧自动焊填充，接管嘴与主管道和弯头采用药皮焊条手工焊。

所有组焊件应严格控制长度和角度公差，避免主管道在现场的焊接采用手工焊。

对每个管道、管件和其他锻件应进行100%体积超声波检查，消除不可接受的缺陷。

焊接面要足够平滑以允许役前和在役的无损检验。

管段的端部和支管端部都要经过机加工，形成平滑的焊接区域。

主管道装配前对主管道和管接头进行外观检查、清洁度检查和尺寸检查，并对焊缝坡口进行液体渗透检查。

对于每个完工的管子和管件的可接近得表面，包括焊接表面上进行液体渗透检验。

在管子弯制前和随后的热处理之后，在管子弯曲区域处进行液体渗透检验。

角焊缝用液体渗透检验检查。

在主管道装配焊接过程中，首先要进行焊道根部的液体渗透检查；焊至15mm 和50%焊缝厚度时应进行射线探伤；手工焊接时测量15mm、50%和100%时应测量焊接收缩量；焊至100%以后，要对焊缝进行外观检查，内外液体渗透检查和射线检查。