反應堆壓力容器支座溫度場特性試驗研究

呂 瑩1，劉潤發1，劉鵬飛,賀隆坤

(1.上海核工程研究設計院有限公司,上海 200233；2.上海交通大學 核科學與工程學院,上海 200240)

0 引言

壓水堆核電廠反應堆壓力容器(RPV)支座起到支承RPV的作用，用來承載反應堆本體結構的重量及主管道的載荷，并將載荷傳遞到反應堆廠房建筑混凝土上。在核電廠設計中RPV支座屬ASME核安全1級支承，對保證反應堆本體結構和位置的穩定性具有重要作用[1-3]。

為了保障與RPV支座接觸的混凝土長期運行的安全性，要求反應堆壓力容器支座與一次屏蔽混凝土的接觸溫度不能超過93 ℃[1,4]。目前，壓水堆核電廠壓力容器支座的溫度場研究還很欠缺，已有的少量研究也主要集中在數值分析方面[5-6]，相應的試驗研究尚屬空白。

1 反應堆壓力容器支座布置及結構

1.1 RPV支座布置

核電廠壓力容器的4個支座沿一次屏蔽墻按90°分布，分別與壓力容器的4個接管的支承凸臺接觸，從而支撐整個壓力容器。圖1為支座與壓力容器接管、混凝土位置關系的剖面圖，圖2為支座與壓力容器接管布置立體圖。

圖1 反應堆壓力容器支座布置示意[1]

圖2 反應堆壓力容器支座結構立體圖

壓力容器接管溫度接近300 ℃，熱量從接管支承凸臺傳遞到支座，并進一步傳遞到支座底面的混凝土(見圖1)。美國混凝土協會(ACI)規定，在正常運行和任何長期運行工況下，一次屏蔽混凝土的局部最高溫度不應超過93 ℃[1,4]。因此，壓力容器支座的溫度場分布，尤其是與混凝土接觸的支座底面的最高溫度成為支座設計過程的關鍵約束之一，應避免超過許用溫度，防止發生嚴重事故。……