考虑辐照损伤苛刻的堆芯区上环焊缝

　　与大亚湾核电站RPV相比，取消了总长25.3m的两条环焊缝，因而减少在役检查时间，提高了结构完整性。在尺寸、管道布置及结构设计下，还必须考虑以下几点：①RPV内径由φ3740mm增大到φ3840mm，无疑提高部分造价和加长制造周期，增大了国产难度;②若不改变辐照监督管的位置，则超前因子增大一倍;③必须对安注接管完成承压热冲击(PTS)的设计分析评定，并满足相应设计准则。气冷罗茨泵已经完成的RPV应力、疲劳、密封、断裂及PTS分析结果表明，满足-M及相应设计准则，并已通过国家核安全局评审。

　　寿命预计从辐照损伤预计RPV的寿命应考虑辐照损伤苛刻的堆芯区上环焊缝，其ART安全系数小，即61。1=WARTK，易得预计寿命为64.4a.7RPV寿命评估(1)上述计算以NRC-RG1.99(Rev2)规定的RPV辐照损伤预计计算方法及其限值(93.3℃)为依据，计算输入采用了QS-II实际RPV产品实测数据及堆芯核设计与屏蔽计算的实际工程计算结果。(2)QS-IIRPV的预计寿命是以堆芯区上环焊缝的辐照损伤为依据，而焊缝金属的辐照损伤程度高出堆芯筒体一倍多，且焊缝中堆芯区上环焊又是承受快中子注量大的焊缝。(3)上述计算是保守的。同时严格控制材料、焊接工艺和无损检验的设计思想是可取的。在不改变堆芯核设计和优化燃料管理的情况下，QS-IIRPV设计寿命40a可以延寿到预计寿命60a。QS-IIRPV的预计寿命有待辐照监督管取出并评价后加以验证，实际寿命应由NPQJVC实施的辐照监督大纲确定。