[实用新型]一种压水堆反应堆压力容器

说明书

技术领域

本实用新型涉及核工业领域，具体涉及一种压水堆反应堆压力容器。

背景技术

压水堆反应堆压力容器是压水堆核电厂的关键设备之一，其主要作用包括以下几点：

1．容纳反应堆的堆芯部件、堆内构件及堆芯测量部件；

2．支承反应堆控制棒驱动机构和其他堆顶结构部件；

3．组成反应堆冷却剂系统的压力边界；

4．构筑核岛堆芯放射性安全防护的第二道重要屏障。

压水堆反应堆压力容器在寿期内不可更换，因而压水堆反应堆压力容器的可靠性是决定压水堆核电厂寿命的关键因素。随着核工业的发展，提高核电厂的经济性是必然的发展趋势，因此反应堆压力容器寿命的延长和可靠性的增强是保证核电厂长寿期运行，提高经济性的关键。

目前，正在运行和在建的压水堆反应堆压力容器的设计寿命一般为40年，其材料、结构以及制造均存在一定缺陷。例如容器主体材料的杂质元素和辐照敏感元素含量偏高，强辐照区堆芯筒体段母材上存在环焊缝，全寿期内的快中子注量偏高，下部容器组件上的贯穿件存在破坏而导致堆芯裸露的可能。随着反应堆的运行，压水堆反应堆压力容器所承受的快中子注量不断累积，以上缺陷均会成为压力容器的薄弱环节，从而降低了压力容器的使用寿命。

如图1所示，现有的压水堆反应堆压力容器的结构如下：

主要包括顶盖A12、上部容器组件A19、堆芯筒体A13、吊篮筒体A14和下部容器组件A15，吊篮筒体A14内设置燃料组件17，其中上部容器组件A19与堆芯筒体A13的连接焊缝A18位于燃料组件17的轴向范围内，下部容器组件A15与堆芯筒体A13的连接焊缝A18也位于燃料组件17的轴向范围内。同时，堆芯筒体A13由上下两部分焊接而成。3条连接焊缝A18都位于燃料组件17的轴向范围内。在燃料组件17的轴向范围内的辐照强度大，寿期末焊缝位置累计快中子注量的峰值非常高，而焊缝的辐照耐受能力较弱，焊缝金属的辐照脆化制约了反应堆压力容器的使用寿命。

另外，还包括设置于下部容器组件A15上的贯穿件A16，贯穿件A16与下部容器组件A15焊接连接，用于向堆芯内部送入检测装置，以进行中子通量检测。贯穿件A16与下部容器组件A15之间采用局部焊透的角焊缝连接，在事故工况下会成为压力容器薄弱环节，存在泄漏而导致冷却剂丧失的风险。

实用新型内容

本实用新型的目的即在于克服现有压水堆反应堆压力容器中堆芯筒体上的焊缝受辐照容易导致辐照脆化，缩短压力容器寿命的问题，提供一种压水堆反应堆压力容器。

本实用新型的目的通过以下技术方案实现：

一种压水堆反应堆压力容器，包括顶盖、上部容器组件、堆芯筒体和下部容器组件，上部容器组件、下部容器组件分别与堆芯筒体的上端和下端焊接构成用于容纳燃料组件的空间，顶盖与上部容器组件连接，所述堆芯筒体为整体式结构。

从背景技术中的描述可以看出，传统的压力容器中，堆芯筒体由上下两部分焊接组成。连接上下两部分的焊缝位于燃料组件的轴向范围内，辐照强度大，容易导致焊缝金属的辐照脆化。另外，连接上下两部分的焊缝最靠近燃料组件的中心位置，将受到最大剂量的辐照，解决该焊缝位置容易产生辐照脆化的问题，是提高压水堆反应堆压力容器寿命和安全性的关键。

发明人经研究，采用了整体式结构的堆芯筒体，也即是取消了堆芯筒体上的焊缝，从而解决了堆芯筒体在高强度辐照条件下，容易发生泄漏的问题，有效提高了压水堆反应堆压力容器的寿命和安全性。同时减少了在役时检查和检修的工作量。

作为本实用新型的第一种优化方案，所述堆芯筒体的底端延伸至所述燃料组件下方，所述堆芯筒体的顶端延伸至所述燃料组件上方。

上述结构使堆芯筒体与上部容器组件之间的焊缝，堆芯筒体与下部容器组件之间的焊缝远离燃料组件的轴向范围，也即是说使辐照耐受能力较弱的焊缝远离辐照强度大的区域，大大减小了辐照对焊缝的影响，进一步提高了压水堆反应堆压力容器的寿命和安全性。

作为本实用新型的第二种优化方案，所述堆芯筒体的内径为4340mm。

现有的堆芯筒体的内径为3989mm，在达到安装既定数量的燃料组件的要求下，吊篮筒体的外表面与堆芯筒体的内表面之间的距离较小，导致吊篮筒体的外表面与堆芯筒体的内表面之间的水隙较薄。反应堆中冷却水一方面带走堆芯燃料元件表面的热量，另一方面慢化并吸收从堆芯中泄露的大量中子。较薄的水隙导致堆芯筒体的中子注入量大，影响压水堆反应堆压力容器的寿命。