核電廠輔助系統管道熱疲勞淺析

路學明+高原+趙賀

【摘 要】化學及容積控制系統（RCV）為反應堆冷卻劑系統（RCP）提供著極其重要的容積控制、反應性控制及化學控制作用，系統接管部位工作環境復雜，管道承受較大的溫度波動，易產生疲勞裂紋從而泄漏（FARLEY-TIHANGE現象），因此通過瞬態統計，監測該種瞬態發生情況，配合周期的無損檢測，可以有效避免熱疲勞發生，為機組安全運行提供可靠保障。

【Abstract】The chemical and RCV provide very important volume control， reaction control and chemical control system for the RCP. The parts have taken by the system has complex environment， the pipe bears high temperature fluctuations， it easy to produce FARLEY-TIHANGE phenomenon. So in this paper， through transient occurrence statistics， monitoring this kind of transient， with nondestructive testing cycle， which can effectively avoid the occurrence of thermal fatigue， provide a reliable guarantee for the safe operation of the unit.

【關鍵詞】熱疲勞；瞬態統計；化容系統；無損檢測

【Keywords】 thermal fatigue； transient statistics； capacitive system ； nondestructive test

【中圖分類號】TM623.9 【文獻標志碼】A 【文章編號】1673-1069（2017）03-0190-02

1 概述

金屬材料疲勞是金屬材料在核電廠應用中主要的破壞形態，其中由于溫度變化引起的疲勞稱作熱疲勞。當金屬溫度發生反復變化，材料會反復出現膨脹、收縮現象，從而產生作用于材料上的熱應力，不同方向熱應力反復作用于材料，會在材料表面形成微小龜裂，后期會發展出現貫穿性裂紋，這是熱疲勞產生的一般破壞機理。

在核電廠設計壽期內，為減少反應堆冷卻劑系統主管道、壓力容器以及與其他輔助系統接管等關鍵部件受熱疲勞的破壞，核電廠相關標準給出了管道等承受的疲勞極限，同時對核電廠發生的機組瞬態進行統計、歸類與分析評價，其主要目的是通過監測機組正常運行期間各瞬態的情況，判斷溫度等參數變化對設備、管道等造成的應力沖擊，從而進行疲勞分析。論文就化學及容積控制系統的輔助接管熱疲勞情況進行分析。

2 化學及容積控制系統基本原理

化學及容積控制系統（RCV）的功能之一為容積控制，上充接管位于反應堆冷卻劑系統（RCP）二環主泵與壓力容器之間管道（冷段），下泄接管位于RCP系統三環冷段。通過上充及下泄功能吸收穩壓器不能全部吸收的那部分一回路容積變化的量，從而維持一回路的水容積。同時配合調節硼濃度調節機組反應性。其接管的特殊構造決定了其重要性，同時承受了較大的溫度波動，在累積一定的波次次數時，易因熱應力產生疲勞裂紋從而造成泄漏（FARLEY-TIHANGE現象）。

一回路水容積變化的原因主要是溫度的改變，當反應堆冷卻劑系統RCP從冷態（60℃）升溫到熱態（291℃）時，其比容增加將近40%；正常運行時，冷卻劑的平均溫度隨功率的變化而變化，從而比容也隨之改變，也造成一回路中水的體積的改變。另外，由于冷卻劑系統處于155bar的高壓下，也會不可避免地發生泄漏，需要補償水容積的變化。

3 閥門及管道熱疲勞區域形成過程

在正常穩態運行時，RCV系統從RCP系統三環冷段引出壓力為155bar、溫度為292℃的下泄流，正常流量為13.6m3/h。上充流量來自PTR水箱以及REA系統管路，上充泵將下泄流的絕對壓力提高至177bar，經上充流量調節閥RCV046VP通過再生熱交換器由下泄流加熱后進入RCP系統2環路的冷段[1]。

當機組為維持一回路容積及反應性平衡時，將第二組下泄孔板打開，即增加下泄流量100%，通過動態平衡，上充流量調整到最大，同時在此過程中上充溫度勢必會經歷下降到最大，然后恢復的過程，此時上充溫度降幅可達45.6℃，對接管部位造成的熱應力非常大，累積一定的次數后勢必造成管道的熱疲勞。

根據系統管道設計圖，上充流通過RCP223VP止回閥后與RCP系統管道連接，RCP管道內流體溫度與一回路冷段溫度保持一致，正常運行過程中基本維持在292-293℃之間。正常上充流溫度由于下泄流量的突增而劇烈下降，即止回閥前溫度降低，閥后溫度維持不變，則將在止回閥位置形成冷熱流沖擊，對閥門的強度產生一定的影響，而閥后流體通過較快的流速混合后形成湍流，交混區流體溫度將發生劇烈的變化，從而引發該區域及下游管道的熱疲勞。

4 核電廠有效應對措施

核電廠的每次運行（包括運行瞬態）及啟停堆的過程中，由于溫度的變化，設備和管道都可能產生熱疲勞，由此產生的損傷將直接影響到反應堆的安全。因此，為了更好監測機組狀態，防止管道設備疲勞發生，核電廠制定了一系列措施來對機組狀態進行監測及檢測。

4.1 瞬態統計

根據電廠上游設計文件，工作人員每日對機組發生瞬態進行監測，并統計歸類，及時發現運行過程中不必要的機組瞬態，提出運行要求，有效避免易發生疲勞機組瞬態的發生。

4.2 無損檢測

由于疲勞現象產生的隱蔽性，核電廠設計階段不能完全杜絕熱疲勞現象的發生，但是電廠從熱疲勞機理出發，篩選出潛在熱疲勞區域，并在機組檢修過程中進行周期性檢測，確保機組安全運行。

針對上述RCV系統與RCP系統接管區域閥門及管道，電廠制定在役檢查大綱，并編制無損檢測十年計劃，對該區域不同部件分別開展不同周期的目視檢測（VT）、射線檢測（RT）以及滲透檢查（PT）等多項檢測措施，有效降低因管道及閥門熱疲勞而給核電廠造成的不利影響。

5 結論及建議

核電廠管道設計復雜，輔助管線繁多，相互之間功能相輔相成，共同為機組的安全保駕護航，RCV管道的熱疲勞情況僅是電廠各系統管道的縮影。高低壓安全注入系統、余熱排出系統等作為重要的安全輔助系統，均有管線與RCP系統相連，其管線的監測工作也尤為重要。據統計，在1970—1999年間，全球核工業界共發生54起因管道熱疲勞引起的管道破裂事件，其中不乏高壓安注管線破裂造成機組停堆、余熱排出系統管線破裂造成機組風險等事件。因此，在役核電廠應當加強管道熱疲勞的監測手段，重視熱疲勞的研究，同時提高風險意識，通過有效的無損檢測方式，防治結合，共同保證核電廠的安全運行。

【參考文獻】

【1】Hirschberg P.Mitigation of thermal fatigue in unisolable piping connected to PWR reactor coolant systems[J].EPRI Technical Report，2000，1001017：1-11.