核電廠風(fēng)險(xiǎn)指引型管道在役檢查應(yīng)用研究

郗海英，王 琪，范巖成

（1.蘇州熱工研究院有限公司電站運(yùn)行技術(shù)研究中心，江蘇 蘇州215004；2.大亞灣核電運(yùn)營管理有限責(zé)任公司 技術(shù)部，廣東 深圳518124）

在核電廠的運(yùn)行壽期內(nèi)，設(shè)備、部件會(huì)受到應(yīng)力、溫度、輻照、腐蝕、振動(dòng)等多種因素的影響，易發(fā)生老化、脆化、疲勞，使其材料性能下降，進(jìn)而形成裂紋而影響部件的正常運(yùn)行，最終影響電廠的安全性。這些后果又與電廠的運(yùn)行時(shí)間直接相關(guān)，并且難以做出預(yù)測(cè)。為了及時(shí)掌握設(shè)備部件的性能狀態(tài)，安全監(jiān)管部門要求核電廠必須制定并實(shí)施在役檢查（ISI）大綱，從管理上保證在核電廠運(yùn)行壽期內(nèi)對(duì)其系統(tǒng)與部件進(jìn)行定期檢查，找出其可能受到的損傷及缺陷，以判斷是否可繼續(xù)滿足核電廠安全運(yùn)行的要求。

目前，核電廠ISI大綱是以確定論的應(yīng)力分析、專家判斷和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)等為基礎(chǔ)制定的，如美國核電機(jī)組的ISI大綱實(shí)施的是美國機(jī)械工程師協(xié)會(huì)（ASME）的《鍋爐和壓力容器規(guī)范》第Ⅺ篇（ASME BPVCⅪ）；法國核電機(jī)組實(shí)施的是《壓水堆核電廠核島機(jī)械部件在役檢查規(guī)范》（RSEM）。隨著核工業(yè)界對(duì)核電廠管道ISI的經(jīng)驗(yàn)總結(jié)以及安全評(píng)估技術(shù)的發(fā)展，特別是概率安全評(píng)價(jià)（PSA）技術(shù)的發(fā)展與應(yīng)用，在核電廠管道ISI領(lǐng)域已經(jīng)形成了風(fēng)險(xiǎn)指引型管道在役檢查（RI－ISI）方法。本文介紹該方法的主要原理及其形成過程，以及美國電力研究所（EPRI）新方法在大亞灣核電站的試點(diǎn)分析；同時(shí)闡述了在大亞灣和嶺澳核電站實(shí)施RI－ISI存在的難點(diǎn)，并提出了相應(yīng)的建議。

1 風(fēng)險(xiǎn)指引型管道在役檢查的形成與發(fā)展

1.1 常規(guī)的管道在役檢查

常規(guī)ISI遵循確定論的規(guī)范，如ASME BPVCⅪ與RSEM。這些規(guī)范首先把部件劃分成不同的等級(jí)，然后對(duì)不同等級(jí)的部件規(guī)定不同的檢查要求（如范圍、周期和方法）。以ASME為例，規(guī)定核安全1級(jí)異金（B－F型）管道焊縫必須100%進(jìn)行ISI；核安全1級(jí)同金（B－J型）管道焊縫檢查量不少于25%；核安全2級(jí)管道焊縫檢查量不少于7.5%。對(duì)于每一類部件，具體的檢查部位則根據(jù)設(shè)計(jì)報(bào)告中的應(yīng)力水平及疲勞損傷程度來確定。在設(shè)置原則上，RSEM與ASME基本相同，但與ASME的抽樣檢查不同，RSEM對(duì)于檢查范圍、位置有更明確的規(guī)定。

1995年，ASME對(duì)50個(gè)核電廠733堆·年的ISI數(shù)據(jù)作了調(diào)查。調(diào)查對(duì)象為核安全1級(jí)管道的焊縫。調(diào)查結(jié)果表明[1］：

（1）出現(xiàn)的焊縫裂紋都不是因?yàn)楦邞?yīng)力／高疲勞而導(dǎo)致的，說明管道出現(xiàn)裂紋與常規(guī)情況下根據(jù)高應(yīng)力／高疲勞而選定要作檢查的焊縫之間沒有明顯的關(guān)系。

（2）只有約1／3的焊縫裂紋是 ASME BPVCⅪ進(jìn)行檢查時(shí)發(fā)現(xiàn)的，說明許多真正發(fā)生故障的部位并不處于按ASME BPVCⅪ制定的ISI大綱的檢查部位。

（3）管道焊縫出現(xiàn)的裂紋與管道存在的降級(jí)機(jī)理有一定的關(guān)系。

上述調(diào)查結(jié)果說明常規(guī)的基于確定論分析方法而制定的ISI大綱在檢查部位的選取上有進(jìn)一步優(yōu)化的空間。

1.2 風(fēng)險(xiǎn)指引型在役檢查

基于ASME檢查結(jié)果的反饋，從20世紀(jì)90年代開始，美國核電廠嘗試對(duì)ASME的要求進(jìn)行優(yōu)化，使得安全重要的焊縫能夠得到足夠的重視，同時(shí)提高管道ISI的效果。經(jīng)過多年的實(shí)踐總結(jié)，形成了風(fēng)險(xiǎn)指引型在役檢查（RI－ISI）的方法。該方法綜合考慮PSA的風(fēng)險(xiǎn)見解與傳統(tǒng)的工程分析的結(jié)論，以確保機(jī)組重要的管道區(qū)段包含在ISI大綱中。該方法根據(jù)管段對(duì)電廠風(fēng)險(xiǎn)的貢獻(xiàn)對(duì)其進(jìn)行類別劃分，對(duì)不同類別的管段確定相應(yīng)的檢查要求與方法。這種基于風(fēng)險(xiǎn)結(jié)論的分析選取過程為核電廠制定（更新）管道ISI大綱提供了比較合理的依據(jù)。

RI－ISI的目的是為了彌補(bǔ)常規(guī)ISI方法的不足，為核電廠提供一種采用PSA技術(shù)的制定效果更好、實(shí)施效率更高的管道ISI大綱的方法。具體目標(biāo)是：①保持或提高電廠的安全性和可靠性；②更好地利用核電廠的資源，使這些資源集中用于安全重要性高的區(qū)域；③更有效、合理地確定檢查部位和檢查方法；④減少檢查人員所受的輻射劑量；⑤降低電廠的整體成本。

在RI－ISI領(lǐng)域，美國核電廠在實(shí)踐、應(yīng)用廣泛性方面走在了前列，目前美國所有核電廠都實(shí)施或已申請(qǐng)了RI－ISI。

歐洲業(yè)主建立的歐洲檢查與鑒定網(wǎng)（ENIQ）的指導(dǎo)委員會(huì)設(shè)立了一個(gè)風(fēng)險(xiǎn)專項(xiàng)組，RI－ISI也是討論的一項(xiàng)內(nèi)容。法國核電廠在12個(gè)系統(tǒng)開展了先導(dǎo)性研究。其他國家和地區(qū)（如西班牙、南非、韓國、芬蘭、中國臺(tái)灣）也已開展或正在進(jìn)行此領(lǐng)域的工作。但是與美國的現(xiàn)狀相比，其他國家和地區(qū)的實(shí)踐、應(yīng)用相對(duì)較少。

國際原子能機(jī)構(gòu)（IAEA）在研究總結(jié)了世界各國的 RI－ISI情況后指出[2］：RI－ISI的有關(guān)經(jīng)驗(yàn)正在迅速積累，RI－ISI是風(fēng)險(xiǎn)指引型決策技術(shù)在核電廠最成功的應(yīng)用之一。如果實(shí)施得當(dāng)，RI－ISI大綱能夠改進(jìn)電廠的安全性，并優(yōu)化對(duì)ISI資源的利用，而后者通常意味著成本的降低。

2 風(fēng)險(xiǎn)指引型管道在役檢查方法

RI－ISI是用綜合決策方法和過程對(duì)ISI大綱進(jìn)行優(yōu)化，使失效概率高且安全重要的管道能夠得到足夠的重視；對(duì)于失效概率低且安全重要度低的管道，則降低其檢查頻度、檢查工作量或改變其檢查方法。RI－ISI是一個(gè)動(dòng)態(tài)的過程，在實(shí)施過程中，會(huì)根據(jù)電廠狀態(tài)的變化或?qū)嵤┙?jīng)驗(yàn)反饋，對(duì)部分檢查項(xiàng)做相應(yīng)的調(diào)整。

2.1 RI－ISI的基本原則

用風(fēng)險(xiǎn)指引型方法來更新ISI大綱，是涉及電廠許可證申領(lǐng)基準(zhǔn)變更的一項(xiàng)活動(dòng)，必須滿足“電廠許可證申領(lǐng)基準(zhǔn)變更中的風(fēng)險(xiǎn)指引型決策”中各項(xiàng)活動(dòng)都必須遵循的重要原則[3－4］：①滿足現(xiàn)行法規(guī)；②符合縱深防御概念；③保持足夠的安全裕度；④當(dāng)變更會(huì)增加電廠風(fēng)險(xiǎn)時(shí)，其增加量很小；⑤采用性能監(jiān)督對(duì)策來監(jiān)督變更所造成的影響。

2.2 RI－ISI方法

自20世紀(jì)90年代中期起，美國核電廠就開始對(duì)管道的ISI進(jìn)行優(yōu)化，以ASME案例的形式在試點(diǎn)電廠進(jìn)行，發(fā)展過程見圖1）。在不斷的實(shí)踐和經(jīng)驗(yàn)總結(jié)中，共形成3種RI－ISI方法，分 別 是 EPRI 方 法[5］、西 屋 業(yè) 主 集 團(tuán)（WOG）方法[6］和 EPRI的新方法[7］。EPRI新方法是根據(jù)RI－ISI實(shí)踐經(jīng)驗(yàn)總結(jié)出來的，這3種方法都得到美國核管會(huì)（NRC）的認(rèn)可。

圖1 美國核電廠風(fēng)險(xiǎn)指引型管道在役檢查的應(yīng)用實(shí)踐Fig.1 Application and practice of RI－ISI in USA NPP

不論是哪一種方法，與以前的管道焊縫檢查確定方法相比，其核心的變化是管道焊縫的選取從只考慮單一的要素（核安全）轉(zhuǎn)變?yōu)榭紤]2個(gè)要素（圖2）：焊縫的破損可能性和核安全重要度，體現(xiàn)了風(fēng)險(xiǎn)指引型核安全管理理念綜合決策的思想。

圖2 在役檢查范圍確定方法變化示意圖Fig.2 The change of method to determine the scope of in－service inspection

表1給出了3種RI－ISI方法的對(duì)比情況。由表1可以看出，EPRI的新方法相對(duì)比較簡(jiǎn)單，而且工作量相對(duì)較小。從掌握RI－ISI的分析過程和技術(shù)要點(diǎn)角度來看，EPRI的新方法不失為一個(gè)最好的選擇。下面就EPRI新方法進(jìn)行比較詳細(xì)的描述。

表1 不同RI－ISI方法對(duì)比Table1 Comparison of different methods for RI－ISI

2.3 EPRI新方法

根據(jù)參考文獻(xiàn)[7］，EPRI新方法由以下6個(gè)步驟構(gòu)成，其實(shí)施流程如圖3所示。

2.3.1 管道安全重要度的確定

通過預(yù)先確定的定性判斷原則，判斷焊縫所在管道是否是高安全重要度。如果是，則作為確定焊縫檢查范圍的基礎(chǔ)。

2.3.2 管道失效機(jī)理的評(píng)估

根據(jù)參考文獻(xiàn)[5，7］給出的準(zhǔn)則和標(biāo)準(zhǔn)，可以判斷出管道可能存在的降級(jí)機(jī)理。在進(jìn)行判斷中，應(yīng)該盡可能獲得核電廠的失效事件、外部的經(jīng)驗(yàn)反饋以及電廠特定的降級(jí)機(jī)理的檢查文件，如流動(dòng)加速腐蝕（FAC）的管理文件。作為示例，表2給出了判斷管道存在熱疲勞降級(jí)機(jī)理的準(zhǔn)則。

2.3.3 受檢焊縫的選取原則

一般情況下，至少10%的高安全重要度的焊縫應(yīng)該被選取進(jìn)行ISI；選取焊縫時(shí)還應(yīng)考慮管道存在的降級(jí)機(jī)理、系統(tǒng)特征等，比如每一種降級(jí)機(jī)理至少選取25%的管道焊縫；此外，在選取具體受檢焊縫時(shí)應(yīng)考慮表3所列的因素。

圖3 RI－ISI方法（EPRI新方法）流程Fig.3 The process of RI－ISI method（EPRI new method）

表2 降級(jí)機(jī)理的判斷準(zhǔn)則Table2 Judgment criteria of pipe degradation mechanisms

表3 焊縫選取需要考慮的因素Table3 Factors to be considered for weld seam selected

2.3.4 風(fēng)險(xiǎn)分析

風(fēng)險(xiǎn)分析的目的是定量評(píng)價(jià)檢查大綱內(nèi)容的增加或減少對(duì)機(jī)組風(fēng)險(xiǎn)的影響情況，以保證變化后機(jī)組的風(fēng)險(xiǎn)水平增加不超過要求的限值。一般情況下，定量評(píng)價(jià)基于核電廠的PSA模型時(shí)，主要考慮2個(gè)量的變化情況：堆芯損壞頻率增量（ΔCDF）和放射性核素大量早期釋放頻率增量（ΔLERF），相應(yīng)的定量限值見表4。進(jìn)行定量評(píng)價(jià)ΔCDF和ΔLERF的公式見式（1）和式（2）。

表 4 風(fēng)險(xiǎn)增加 控制限值[3－4］Table4 The control limits for increased risk

式中，CCDPc為基于特定焊縫組的破口位置計(jì)算得到的條件堆芯損壞概率；CLERPc為基于特定焊縫組的破口位置計(jì)算得到的條件放射性大量早期釋放概率；PFf為基于特定焊縫組的降級(jí)機(jī)理的失效可能分級(jí)確定出的管道失效頻率；PODe為現(xiàn)行的ISI大綱能夠探測(cè)到特定降級(jí)機(jī)理的概率；PODr為基于風(fēng)險(xiǎn)的ISI大綱能夠探測(cè)到特定降級(jí)機(jī)理的概率；Nefc為基于現(xiàn)行ISI大綱，后果為c和失效頻率為f類的檢查位置的個(gè)數(shù)；Nrfc為基于風(fēng)險(xiǎn)的ISI大綱，后果為c和失效頻率為f類的檢查位置的個(gè)數(shù)。

式（1）、式（2）適用于同一系統(tǒng)的一組焊縫對(duì)風(fēng)險(xiǎn)影響的計(jì)算，而且基于破口的位置，這一組焊縫失效導(dǎo)致相同的后果（CCDP和CLERP相同）和有相同的降級(jí)機(jī)理（有相同的PFf、PODe和 PODr）。

對(duì)于定量分析，需要進(jìn)行敏感性分析。分析方法通過確定出每一類破口位置CCDP和CLERP的上限值，然后同樣使用上面的公式，就可以得到風(fēng)險(xiǎn)變化的上限值，以此可以判斷在役檢查內(nèi)容變化對(duì)機(jī)組風(fēng)險(xiǎn)增加的敏感性。特別需要說明的是風(fēng)險(xiǎn)分析和受檢焊縫選取是一個(gè)循環(huán)迭代的過程，目的是保證變更后風(fēng)險(xiǎn)的增加是可接受的。

2.3.5 實(shí)施計(jì)劃

通過以上步驟，可以得到需要檢查的焊縫范圍，并對(duì)這些焊縫制定相應(yīng)的檢查計(jì)劃。根據(jù)美國的經(jīng)驗(yàn)，實(shí)施一個(gè)RI－ISI檢查計(jì)劃的最容易、最完全的方式，是在一個(gè)新的10a檢查間隔的初始啟動(dòng)期。如果是在上一個(gè)10a檢查中間進(jìn)行切換，那么可以停止未完成的ASME要求的檢查，但是必須在10a間隔的剩余時(shí)間里實(shí)施完整的RI－ISI檢查范圍，即在剩余的時(shí)間里對(duì)所有RI－ISI確定的焊縫進(jìn)行檢查。

2.3.6 反饋反饋主要是指在新的ISI大綱執(zhí)行期間需要持續(xù)的監(jiān)測(cè)ISI的結(jié)果，并根據(jù)ISI的結(jié)果對(duì)所執(zhí)行的ISI大綱進(jìn)行調(diào)整或修改，以反映核電廠實(shí)踐中發(fā)現(xiàn)的問題。

2.4 RI－ISI對(duì)核電廠概率安全評(píng)價(jià)質(zhì)量的要求

由于RI－ISI中使用了核電廠PSA的評(píng)價(jià)結(jié)果，為了保證核電廠PSA評(píng)價(jià)結(jié)果的正確、合理，核電廠PSA的質(zhì)量狀態(tài)是非常重要的因素。對(duì)于提高核電廠PSA的質(zhì)量，一方面通過評(píng)估核電廠PSA模型與PSA相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)要求的相符性來實(shí)現(xiàn)；另一方面可以實(shí)施同行評(píng)審，并對(duì)同行評(píng)審問題進(jìn)行解答。在國內(nèi)，還需要通過國家核安全局的審評(píng)認(rèn)可。無論如何，都是要保證核電廠PSA的開發(fā)與核電廠的現(xiàn)實(shí)狀態(tài)相符，能真實(shí)、合理地反映核電廠的風(fēng)險(xiǎn)狀態(tài)。除此之外，PSA模型的范圍也應(yīng)該滿足開展RI－ISI的要求。一般情況下，內(nèi)部事件PSA模型和內(nèi)部水淹PSA模型是必需的。

3 風(fēng)險(xiǎn)指引管道在役檢查方法的試點(diǎn)研究

試點(diǎn)研究采用EPRI新方法，對(duì)大亞灣核電站2號(hào)機(jī)組的3個(gè)系統(tǒng)進(jìn)行了試點(diǎn)分析，包括主給水系統(tǒng)（ARE）、輔助給水系統(tǒng)（ASG）和主蒸汽系統(tǒng)（VVP），主要的結(jié)果如下：

（1）試點(diǎn)系統(tǒng)安全重要度高的焊縫數(shù)量為48道，22道焊縫作為選取檢查對(duì)象（表5）。

（2）相比現(xiàn)行規(guī)范，當(dāng)焊縫數(shù)量減少42道后，對(duì)機(jī)組風(fēng)險(xiǎn)的增加在控制范圍之內(nèi)（表6）。

（3）從所分析范圍的106道焊縫中選取22道，約占21%（表7）。

此外，在分析過程中，形成核電廠重要系統(tǒng)管道焊縫的信息庫，包括焊縫的基礎(chǔ)信息、所屬管道的運(yùn)行信息以及分析結(jié)果信息，如管道的降級(jí)機(jī)理、位置等。對(duì)這些信息進(jìn)行整理，可以有效地支持核電廠的管道ISI工作。

表5 所分析系統(tǒng)管道焊縫高安全重要焊縫的選取結(jié)果Table5 Results of safety significance determination for selected system

表6 檢查焊縫變化后的風(fēng)險(xiǎn)影響分析結(jié)果Table6 Risk impact analysis for weld seam variation

表7 受檢焊縫選取結(jié)果Table7 Results of inspected welds

4 開展RI－ISI的可行性與困難

4.1 RI－ISI方法的可行性

EPRI新方法具備以下特點(diǎn)：①由于定性判斷的規(guī)則和原則是確定的，實(shí)施過程簡(jiǎn)單，便于掌握、操作；②不需要特定的材料應(yīng)力計(jì)算，焊縫的失效率主要依據(jù)管道的降級(jí)機(jī)理確定；③核電廠已有管道的相關(guān)信息基本能夠滿足分析的需求；④大亞灣和嶺澳核電站PSA模型的狀態(tài)能夠滿足EPRI新方法的需求。因此，EPRI新方法具備在大亞灣和嶺澳核電站實(shí)施的條件。

4.2 實(shí)施RI－ISI存在的困難和解決思路

（1）法規(guī)及導(dǎo)則不完備

2010年2月，國家核安全局（NNSA）出臺(tái)了PSA應(yīng)用技術(shù)政策[8］。政策中明確闡述了PSA技術(shù)和風(fēng)險(xiǎn)指引型安全管理的重要作用，表達(dá)了NNSA的積極態(tài)度和明確立場(chǎng)，從政策層面為國內(nèi)核電廠開展RI－ISI提供了基礎(chǔ)。但指導(dǎo)PSA應(yīng)用的法規(guī)和導(dǎo)則性文件還不健全，會(huì)對(duì)具體的應(yīng)用造成障礙。建議在先與國家核安全監(jiān)管部門進(jìn)行充分溝通并達(dá)成一致的情形下，借鑒國外成熟的風(fēng)險(xiǎn)指引型應(yīng)用導(dǎo)則指導(dǎo)具體應(yīng)用的開展。

（2）規(guī)范問題

由于國內(nèi)核電廠技術(shù)路線不盡相同，使得在ISI領(lǐng)域存在不同的規(guī)范標(biāo)準(zhǔn)，如ASME、RSEM、加拿大重水鈾反應(yīng)堆（CANDU）系列和俄羅斯壓水堆（WWER）系列規(guī)范；新引進(jìn)在建的先進(jìn)非能動(dòng)反應(yīng)堆（AP1000）和EPR堆型將遵循的是ASME和RSEM系列標(biāo)準(zhǔn)。而美國成功實(shí)施RI－ISI的核電機(jī)組都遵循ASME系列標(biāo)準(zhǔn)，由此使核電廠及安全評(píng)審人員產(chǎn)生以下疑問：參考規(guī)范不同時(shí)，是否能夠采用RIISI來優(yōu)化現(xiàn)行的管道在役檢查大綱。

對(duì)于此問題，首先是對(duì)ASME與其他標(biāo)準(zhǔn)進(jìn)行對(duì)比，以確定標(biāo)準(zhǔn)之間是否有原則性的不同，特別應(yīng)檢查范圍變更方面；其次，通過深入研究RI－ISI的方法，并與國外專家交流，了解RI－ISI是否對(duì)所使用的規(guī)范有限制。在本文的研究中，經(jīng)多次咨詢美國專家，可以確定RI－ISI只是一種方法，是用于對(duì)管道在役檢查大綱進(jìn)行優(yōu)化的手段，其實(shí)施并不局限于所采取的規(guī)范。

5 開展RI－ISI的建議

大亞灣和嶺澳核電站的PSA模型已經(jīng)比較完善，而且經(jīng)過NNSA及專家審查，完全可以支持RI－ISI工作。鑒于國內(nèi)指導(dǎo)PSA應(yīng)用的導(dǎo)則／規(guī)范不健全的狀態(tài)，以及NNSA推動(dòng)PSA試點(diǎn)應(yīng)用項(xiàng)目的契機(jī)，建議RI－ISI的開展思路是：首先爭(zhēng)取RI－ISI成為國內(nèi)PSA應(yīng)用的試點(diǎn)項(xiàng)目；其次，選取美國適合的成熟的導(dǎo)則、規(guī)范和方法開展工作，并經(jīng)NNSA認(rèn)可和試點(diǎn)結(jié)果審評(píng)；第三，通過試點(diǎn)應(yīng)用，掌握RI－ISI方法并積累經(jīng)驗(yàn)，形成指導(dǎo)國內(nèi)RI－ISI的導(dǎo)則文件，以指導(dǎo)和規(guī)范以后的RI－ISI實(shí)踐。

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