壓水堆堆內構件老化評估方法及其應用

孟凡江，石秀強，竇一康，張 翟，許 鋒，胡正林

(1.上海核工程研究設計院，上海 200233；2.中核核電運行管理有限公司，浙江 海鹽 214303)

壓水堆堆內構件老化評估方法及其應用

孟凡江1，石秀強1，竇一康1，張 翟1，許 鋒2，胡正林2

(1.上海核工程研究設計院，上海 200233；2.中核核電運行管理有限公司，浙江 海鹽 214303)

本文介紹了壓水堆堆內構件老化分析評定方法。該方法通過建立老化機理篩選準則、初步分類、堆內構件的故障模式、影響及危害分析(FMECA)以及識別主要潛在老化部件等步驟，最終完成堆內構件老化程度的評估。老化評估結果為堆內構件的老化管理奠定基礎。該老化評估方法已首次成功應用于秦山CNP320機組和CNP650 機組堆內構件的老化評估。

堆內構件；篩選準則；FMECA；老化評估

由于處于高溫、高壓和高輻照的運行環境中，壓水堆核電站堆內構件不可避免地會發生老化。考慮到堆內構件眾多部件的材料性能、承受的環境溫度、遭受的中子注量、是否承載等各不相同，堆內構件部件的老化(Degradation)會由不同的老化機理引起。為保證堆內構件不因老化而失去預期功能或喪失結構完整性，必須對其部件的老化程度進行評估并開展老化管理。根據國際原子能機構(IAEA)安全報告系列文件之一[1]，系統、構筑物和部件(SSC)系統化老化管理過程的計劃、實施、檢查和行動(PDCA)循環是以老化機理認知為中心的一系列相關活動的建立和優化，包括總體規劃、設備的合理運行/使用、設備的檢查/監測/評估和有針對性的設備維修等。對于堆內構件的老化管理過程，同樣遵循PDCA循環[2]。需要特別指出的是，了解和分析老化機理是開展堆內構件老化管理工作的頂層要求，篩選潛在老化的主要堆內構件部件并對其進行評估是堆內構件老化管理的重要內容。

在制定合理高效的堆內構件老化檢查和檢測程序時，最關鍵的步驟是通過篩選識別出堆內構件中受老化作用最顯著的部件，堆內構件老化管理策略的制定也取決于老化部件的識別。目前，國際上已經建立通用的、以老化管理為目標的系統、構筑物和部件篩選方法，一般通過系統級篩選、設備級篩選等步驟來確定需要進行老化管理的設備[3]。EPRI則是在該方法基礎上，依照相同的原則，建立了一套近似定量評價堆內構件老化的方法，并通過一系列的文件對該方法進行了較為詳細的描述[4-5]。美國電力研究院(EPRI)方法的可執行性較強，目前已在西屋和Combustion Engineering公司設計的壓水堆核電站堆內構件老化評估中得到應用。

本文簡要介紹EPRI推行的壓水堆堆內構件老化評估方法以及其在我國核電站堆內構件老化評估中的實際應用。

1 堆內構件老化評估方法

1.1 堆內構件老化機理及其影響

反應堆運行期間，由于處于高溫、高壓和高輻照的運行介質環境，特別是隨著服役時間的延長，受一種或多種老化機理的綜合作用，會發生影響堆內構件安全功能的各種形式的變化。老化導致的退化是一個累積的變化過程，由設計、制造、安裝、運行或維修不當而導致超過預期限值的嚴重工況會加重零部件的退化。

根據世界范圍內壓水堆核電站的運行經驗，堆內構件發生的老化機理主要有8種[2]，分別是疲勞、磨損、輻照脆化、應力腐蝕開裂、應力松弛、輻照促進應力腐蝕開裂、熱老化、輻照腫脹。不同的老化機理帶來的壓水堆堆內構件退化形式不同，基本上可以分為以下5類：

(1) 開裂(裂紋萌生和擴展)；

(2) 斷裂韌性降低；

(3) 材料損失；

(4) 尺寸變化(包括機械變形、扭曲和/或棘輪)；

(5) 預緊力的喪失。

每種退化形式可能由一種或多種老化機理引起，而某種老化機理可能會導致混合的退化形式，如表1所示。

表1 堆內構件不同退化形式對應的老化機理Table 1 Aging mechanisms for reactor internal degradation

1.2 老化評估方法概述

EPRI堆內構件老化評估方法的主要思路如下：

(1) 確定各老化機理的篩選準則(如材料化學成分、中子注量、溫度和應力等)，并將該準則用于識別主要的老化機理和受老化影響的主要部件，對部件進行初步分類。建立篩選準則是該評估方法的基礎；

(2) 通過堆內構件故障模式、影響及危害分析(Failure Mode Effects and Criticality Analysis，FMECA)，半定量評估受到開裂、斷裂韌性降低、預緊力喪失、材料損失以及尺寸改變等老化效應影響大的部件或區域；

(3) 結合篩選準則，對識別出的主要堆內構件部件進行功能性分析和老化評估。

相應的評估流程如圖1所示。

圖1 壓水堆堆內構件篩選、FMECA分析和分類流程Fig.1 Implementation of Screening，FMECA and Categorization Process for PWR Internals

為了便于老化管理，根據壓水堆堆內構件部件受老化影響的顯著程度，在圖1中將所有堆內構件部件分為3個類別，對應含義如下：

? 類別A

類別A部件是指老化效應低于篩選準則的部件，老化退化重要性是最低的。

? 類別C

類別C部件是指老化效應在高于篩選準則的水平的部件。這些主要部件對退化有中度或高度敏感性。這類部件尚未通過分析或試驗證明其有足夠的能力抵抗破壞進而保持預期功能。加強檢查(如加強VT-1，UT等)和/或監督樣品用以確保評估老化效應、檢驗部件的功能性。

? 類別B

類別B部件包括對老化效應中度敏感的但又不是主要部件的堆內構件部件，老化效應通過篩選比較難以分類的部件。類別B部件可能需要額外的評估，以顯示在無功能性喪失條件下老化效應的容許量。

通過判斷具有中度敏感性以及潛在的后果的非類別A、非類別C 部件，將歸類之類別B。如果通過已有的10年在役檢查結果或其他的老化管理計劃足以消除該類部件對安全性、可靠性和經濟性的影響，那么這類部件又可以歸類到類別A。

1.3 老化機理篩選準則

某種老化機理是否發生依賴于材料類型和組分、制造過程、產品形式、運行環境(如中子注量、溫度和水化學條件)、應力狀況(運行應力和殘余應力)等等。因此，需要通過用特定的、定量的篩選準則來判斷每種機理發生的可能性。通過對世界上堆內構件老化機理相關資料的梳理、分析、總結，結合工業實踐經驗、大量研究結果[4]，確定了堆內構件部件8種主要老化機理的篩選準則，如表2所示。這為壓水堆堆內構件的老化評估提供了相對定量的分析方法。

表2 壓水堆堆內構件老化機理篩選準則Table 2 Screening criteria of aging mechanisms in PWR internals

1.4 基于篩選準則的初步分類

根據圖1，在獲得篩選輸入參數和篩選準則的基礎上，即可對堆內構件部件進行初步篩選。本質上講，初步篩選過程是利用既定的篩選準則，將堆內構件部件及相應老化機理篩選和排除的過程。初步篩選的執行流程如下：

(1) 對于每個部件和潛在的老化機理，基于中子注量、溫度、應力和材料等篩選輸入參數進行初步篩選，挑選出低于篩選準則的部件，這些部件即屬于類別A。

(2) 對于剩余部件，利用當前已有信息來識別每種潛在老化機理下的主要部件。在初始篩選階段剩余部件都歸為非類別A，通過進一步評估來確定老化影響的顯著程度。

1.5 FMECA分析

堆內構件的故障模式、影響及危害分析(FMECA)是一個自下而上的用于分析潛在失效發生對系統影響的方法。它通過逐一分析堆內構件各組成部件的不同失效對運行、系統和周圍部件的影響，全面識別其中的主要部件，并為評價和改進部件可靠性提供基本信息。

與篩選相結合的FMECA分析的目的是基于材料老化機理和功能分析(包括部件失效后果考慮、電站可靠性和經濟影響考慮)為堆內構件分類和評級提供技術基礎。本質上，FMECA是初步篩選和增強分級的中間步驟。

FMECA初步分析屬于定性分析，評估可能性和后果后可以達到半定量分析的目的。FMECA所涉及的定義以及相應種類如下：

部件失效：給定部件因一種或多種老化機理導致材料退化，從而引起部件在正常運行或事故條件下失去執行其預期設計功能的能力。

失效可能性：部件在運行壽期內出現失效的可能性。表3定義了4種失效可能性。

表3 部件失效可能性描述Table 3 Description for component failure likelihood

堆芯損傷：對一個或多個燃料組件或其他堆內構件部件的物理損壞，或者通過燃料、堆芯支撐/燃料彈簧壓緊力喪失、松動件、多個控制棒插棒能力喪失等直接影響削弱安全停堆能力。

損傷可能性：有條件的部件失效導致的堆芯損傷可能性不代表真實的失效可能性。損傷可能性可分為4類，如表4所示。

表4 損傷可能性分級與描述Table 4 Description for conditional damage likelihood

FMECA的結果是將所有的堆內構件部件分成四組，每組都是失效和損傷可能性排列組合的結果。分組結果如表5所示。分組3具有最高重要性，是最需要給予關注的部件，次要關注的是分組2和分組1。如果失效可能性為“無”，則該部件放在FMECA分組0，而分組0的部件將自然歸入類別A。

表5 堆內構件FMECA(重要性)分組Table 5 Reactor Internals FMECA(Significance)Groups

將上述邏輯方法應用于所有堆內構件部件，最終結果將包含識別的材料和篩選出的老化機理，同時也包含了失效和損傷可能性的定性評估。

1.6 增強分級與識別主要部件

如圖1所示，堆內構件部件的評級和分類代表了最終步驟，該過程為后續功能評估相關聯的活動的開展提供了基礎。

分組評級和增強分類任務的目標是處理在上述FMECA表單中得到的半定量結果，識別出受老化影響的主要部件。因此FMECA評估結果將作為分類和評級處理的初始輸入。下一步工作即為基于FMECA結果，確定每個已識別部件的評級(如某部件屬于分組2)。對于受老化部件的相對重要性，評級過程主要考慮老化發生的可能性和受損傷的后果。

其中，老化發生可能性是指部件發生某種老化機理的可能性，主要是基于敏感性因子(如應力、中子注量、溫度和材料)進行判斷；損傷后果是指特定材料老化帶來的功能喪失可能性。

分組3包含那些確定的事件發生可能性和損傷后果均為最高排列組合的部件。分組1和分組2則代表相對低可能性和/或相對不嚴重后果排列組合的部件。

分組評級過程需要綜合考慮以下兩個因素：

? 由于一種或多種老化機理已識別，在一定程度上會引起哪種失效

? 該種失效會對安全性、可靠性和經濟風險產生哪些后果

評級后的得出的分組3部件將是類別C部件(主要部件)的候選。根據類別C的定義，最終可以識別出該類別的部件。同樣，類別B部件也可以根據定義進行識別。

2 適用性分析

EPRI形成的堆內構件老化分析評定方法主要是針對美國需要執照更新的壓水堆核電站，通過該方法可以確定堆內構件的老化狀態以及是否滿足執照更新的要求。當前階段和知識水平下，某些老化機理僅可能通過EPRI的方法篩選出來，尚不能進行進一步分析和評估，但可通過補充檢查和監測的方法對相應部件進行老化管理。總體而言，篩選過程基本做到了定量分析，在整個老化分析與評估過程中具有很強的操作性。

對于我國運行中的壓水堆核電站，堆內構件的潛在老化機理也不外乎文中提到的8個。雖然應力腐蝕、磨損、熱老化3種老化機理隨著運行時間增長，老化發生概率會有所增加，但是根據確定的老化篩選準則，篩選評定過程與運行階段基本無關。疲勞、輻照促進應力腐蝕開裂、輻照脆化、輻照腫脹以及應力松弛5種老化機理均與運行時間相關，對于運行到某一時間的核電站，可以以當前時間作為輸入，仍然按已有篩選準則進行評估。

對于我國的秦山CNP320機組，其設計壽期為30年。截止到現在已經安全穩定運行了近25年，到了許可證延續的時候。這與EPRI推行老化評估對象是更加契合的。因此，EPRI的堆內構件老化評估方法對我國正在運行的壓水堆核電站堆內構件的評估同樣是適用的，并且是迫切的。

3 老化評估方法在我國的應用

及早評估堆內構件在當前階段或運行至某一階段的老化狀態，對確保核電廠的安全穩定運行、提高核電廠的經濟性具有非常重要的現實意義。

目前，該評估方法在國內已首次成功應用于秦山CNP320機組和CNP650機組堆內構件的老化評估。通過對秦山CNP320機組和CNP650機組堆內構件相關的數據、報告進行詳細的分析和整理，初步形成了與篩選準則相對應的篩選參數。經過兩者的比較，分別獲得秦山CNP320機組和CNP650機組堆內構件的老化機理，完成堆內構件的老化機理分析和得到初步分類結果。然后進一步通過FMECA分析，綜合考慮秦山CNP320機組和CNP650機組堆內構件老化發生的可能性和受損傷后果，對初步分類結果進行分組評定，并最終識別出了受潛在老化影響的主要部件。

以秦山CNP320機組堆內構件為例，最終識別出的主要部件有吊籃筒身、吊籃螺釘、圍板輻板連接螺栓、堆芯下板、導向筒、通量導管和壓緊彈簧。對于圍板輻板連接螺栓，建議許可證延續前的4個燃料循環內進行100%(可達)UT檢查，再運行8個燃料循環后進行UT檢查。結合秦山CNP320機組和CNP650機組堆內構件老化評估與分析結果，并按HAD103/12[6]的要求分別形成了針對性的老化管理分大綱。

堆內構件老化評估方法的成功應用為秦山CNP320機組和CNP650機組堆內構件的老化管理工作奠定了基礎，同時對我國其他核電機組堆內構件的老化評估起到重要的借鑒作用。

[1] IAEA Safety Reports Series，No.15. Implementation and Review of a Nuclear Power Plant Ageing Management Programme，1999.

[2] IAEA-TECDOC-1119. Assessment and Management of Ageing of Major Nuclear Power Plant Components Important to Safety：PWR Vessel Internals. 1999.

[3] IAEA Technical Reports Series，No.338. Methodology for the Management of Aging of Nuclear Power Plant Components Important to Safety，1992.

[4] EPRI report 1012081.Materials Reliability Program: PWR Internals Material Aging Degradation Mechanism Screening and Threshold Values (MRP-175). EPRI 2005.

[5] EPRI Report 3002007960.Materials Reliability Program: Screening, Categorization, and Ranking of Reactor Internals Components for Westinghouse and Combustion Engineering PWR Design (MRP-191, Revision 1). EPRI 2016.

[6] HAD 103/12-2012，核動力廠老化管理.

TheApproachofAgeingEvaluationforPWRInternalsanditsApplication

MENGFan-jiang1，SHIXiu-qiang1，DOUYi-kang1，ZHANGZhai1，XUFeng2，HUZheng-lin2

(1. Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute，Shanghai 200233，China；2. CNNC Nuclear Power Operations Management Co.，Ltd，Zhejiang 214303，China)

The approach of ageing evaluation for Pressurized Water Reactor(PWR)internals was introduced in this paper. Screening，categorization，and ranking of Reactor Internals Components are the main procedures during ageing evaluation. The evaluation results will provide a technical basis for ageing management of reactor internals. This approach is successfully applied on Qinshan CNP320 and CNP650 reactor internals’ ageing evaluation.

Reactor internals；Screening criteria；FMECA；Ageing evaluation

2016-05-11

孟凡江(1982—)，男，河北人，高級工程師，博士，現主要從事老化管理、腐蝕與防護工作

TL341

A

0258-0918(2017)05-0697-07