ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器運行期間關(guān)鍵部位的損傷機理及緩解措施

(中國核電江蘇核電有限公司，連云港 222042)

ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器是WWER-1000核電機組的關(guān)鍵設(shè)備，主要將一回路冷卻劑的熱量通過傳熱管傳遞給二回路的給水，加熱給水至沸騰，經(jīng)過汽水分離后產(chǎn)生驅(qū)動汽輪發(fā)電機組的飽和蒸汽；同時，作為一回路壓力邊界，與一回路其他壓力邊界共同構(gòu)成防止放射性裂變產(chǎn)物逸出的第三道安全屏障。影響ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器安全運行的關(guān)鍵部位有傳熱管、冷集流管的鉆孔區(qū)域、集流管與殼體接管段的111(焊縫編號)焊縫區(qū)域。其中，傳熱管的腐蝕是臥式蒸汽發(fā)生器老化管理一直關(guān)注的問題；冷集流管鉆孔區(qū)域母材(聯(lián)系帶)出現(xiàn)的裂紋問題曾導致25臺ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器在1987-1995年期間進行了更換[1]；集流管與殼體接管段的111焊縫區(qū)域易出現(xiàn)裂紋[2]，因此被視為影響WWER-1000機組安全運行和延壽的關(guān)鍵部件。

為此，本工作對俄羅斯、烏克蘭和保加利亞等國多個WWER-1000核電機組的ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器運行期間的關(guān)鍵部位的損傷機理進行長期跟蹤和研究，整理和分析了冷集流管鉆孔區(qū)域聯(lián)系帶、集流管與殼體接管段的111焊縫區(qū)域的損傷問題，為國內(nèi)ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器的安全運行及老化管理提供一定理論依據(jù)和參考。

1 ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器的結(jié)構(gòu)

1.1 ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器的結(jié)構(gòu)特點

ПГВ-1000系列臥式蒸汽發(fā)生器由俄羅斯Gidropress設(shè)計院進行總體設(shè)計，并分別由俄羅斯的ATOMMASH、ZIO-PODOLSK公司和捷克的VTKOVICE公司進行制造，用于WWER-1000核電機組。ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器的殼體和傳熱管均水平布置；一回路冷卻劑從主循環(huán)管道的熱端通過垂直的熱集流管進入，并通過水平的傳熱管將熱量傳遞給二回路的給水，而后從垂直的冷集流管流向主循環(huán)管道的冷端[3]。傳熱管的材料均為奧氏體不銹鋼(俄羅斯牌號08X18H10T)，尺寸φ16 mm×1.5 mm；殼體筒體段的材料為珠光體低合金鋼鍛件(俄羅斯牌號10ГН2МФА)；熱/冷端集流管早期材料為馬丁爐冶煉10ГН2МФА鍛件，后大多數(shù)變更為電渣重溶或二次真空熔煉的10ГН2МФА-Ш/ВД鍛件。

1.2 集流管和111焊縫

熱/冷集流管結(jié)構(gòu)相同，相當于立式蒸汽發(fā)生器的管板，其中間部位開有約11 000個孔(孔與孔之間的基材為聯(lián)系帶)，這些孔用于傳熱管的穿管、脹焊；集流管內(nèi)表面有至少7 mm的奧氏體不銹鋼堆焊層，集流管最大厚度為171 mm，相關(guān)結(jié)構(gòu)參見文獻[4]。

111焊縫為ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器殼體上φ1 200 mm的接管段與集流管下端過渡環(huán)的連接焊縫，其厚度為72.5 mm，相關(guān)結(jié)構(gòu)見圖1[2]。

圖1 集流管和殼體接管段的111焊縫Fig. 1 111 Welded joint between collector and vessel

2 ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器的損傷

2.1 冷集流管鉆孔區(qū)域的損傷

1986年10月南烏克蘭核電站首次在冷集流管的聯(lián)系帶發(fā)現(xiàn)了裂紋，至1995年陸續(xù)在9個機組的25臺ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器冷集流管上發(fā)現(xiàn)了裂紋(縫)。其中3臺是由于一回路冷卻劑介質(zhì)泄漏到二回路，導致冷集流管材料活度增加而發(fā)生開裂，其它22臺是在年度計劃停堆探測時發(fā)現(xiàn)裂紋的，這些裂紋發(fā)現(xiàn)時冷集流管僅運行了7 000～60 000 h[1]。

冷集流管鉆孔區(qū)域損傷直接影響WWER-1000機組安全，一度引起俄羅斯和國際的高度關(guān)注。俄羅斯在國際原子能機構(gòu)(IAEA)的協(xié)助下從金相分析、失效機理、材料特性、力學分析和檢測方法等對冷集流管的鉆孔區(qū)域進行全方面研究分析，后俄羅斯、烏克蘭和保加利亞對其國內(nèi)運行的所有WWER-1000機組的蒸汽發(fā)生器采取相應的補救或更換措施。這些措施已取得明顯的效果，除1995年巴拉科夫核電站在維修區(qū)域再次出現(xiàn)損壞情況外，其余核電站到目前為止已運行30 a沒有出現(xiàn)該類問題。

2.2 111焊縫的損傷

1998-2006年，111焊縫區(qū)域的損壞最早僅出現(xiàn)在小系列堆型(B-187，B-302)的ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器熱集流管上，這些ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器均由俄羅斯Atommash在1987-1988年期間，采用爆炸脹管工藝制造[2]。因此，開始認為該問題只發(fā)生在小系列的堆型的ПГВ-1000熱集流管上。

2007年后，在其他堆型系列(包括B-320之后標準堆型系列)核電站機組ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器冷/熱接管焊接接頭的根部相繼發(fā)現(xiàn)了不連續(xù)性損傷[2]，這種缺陷是高溫水工況下出現(xiàn)的典型缺陷。2015年，根據(jù)水壓機設(shè)計院給出的統(tǒng)計數(shù)據(jù)，在11臺ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器集流管的111焊縫區(qū)域發(fā)現(xiàn)了24處損傷，其中3處為貫穿性損傷，4處發(fā)生在冷集流管上[5]。

對出現(xiàn)111焊縫損傷的ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器按照相應的工藝進行了維修，目前這些蒸汽發(fā)生器均處于運行狀態(tài)，但有些維修過的地方又出現(xiàn)了裂紋[2]。

2.3 損傷機理和特點

2.3.1 損傷機理

冷集流管鉆孔區(qū)域和111焊縫區(qū)域的損傷機理均為低頻應變(10-7～10-6/s)導致的腐蝕開裂[2]。

集流管損傷部位的運行溫度(260～290 ℃)正好處于10ГН2МФА鋼的敏感溫度范圍內(nèi)，在運行應力和制造殘余應力的疊加作用下，10ГН2МФА鋼出現(xiàn)低溫蠕變，加上二次側(cè)鍋爐水和局部腐蝕環(huán)境，最終導致集流管出現(xiàn)腐蝕開裂。裂紋擴展速率受集流管母材中MnS結(jié)構(gòu)(形式、形狀和取向)、二次側(cè)水pH、溶解氧含量、進入裂紋縫隙的雜質(zhì)和氧化物、應力和溫度等多種因素影響。

2.3.2 損傷特點

損傷均先出現(xiàn)在應力集中部位。鉆孔區(qū)域開裂損傷主要發(fā)生在冷集流管鉆孔區(qū)域和非鉆孔區(qū)域形成的楔形區(qū)域及附近。多數(shù)111焊縫損傷發(fā)生在熱集流管上，少數(shù)發(fā)生在冷集流管上，111焊縫區(qū)域的裂紋均起源于“水袋”底部R20倒角處，且大多數(shù)損傷沿集流管與主管道相連接的軸方分布。

損傷具有明顯氫脆特征。俄羅斯加里寧核電站1號機組3號蒸汽發(fā)生器的金相分析結(jié)果表明，該蒸汽發(fā)生器在二次側(cè)鍋爐水pH較低的情況下運行一段時間后，其集流管母材中的氫含量逐漸增大，裂紋區(qū)域的氫含量明顯高于其他區(qū)域的，氫脆導致材料的塑性明顯減低。其損傷裂紋切面同時存在腐蝕坑、脆性斷裂和韌性斷裂等特征，見圖2[6]，圖3[7]。烏克蘭哈利科夫物理技術(shù)研究所對波羅的海核電站111焊縫區(qū)域進行熱解析質(zhì)譜分析。研究結(jié)果表明，長期運行后氫積累引起的氫脆會直接影響金屬開裂的壽命。

(a) 無腐蝕坑

(b) 有腐蝕坑圖2 俄羅斯加里寧核電站1號機組3號蒸汽發(fā)生器111焊縫的截面形貌Fig. 2 Cross-section morphology of 111 welded joint of steam generator No.3 in unit No.1 in Kalinin nuclear power plant: (a) without corrosion pits; (b) with corrosion pits

損傷具有潛伏期和突發(fā)性。集流管母材上裂紋的萌生有很長的潛伏期，裂紋萌生后其發(fā)展也需一定的時間。但在對俄羅斯多座核電站111焊縫進行超聲檢查時發(fā)現(xiàn)，大多數(shù)裂紋的發(fā)展主要集中在一個換料周期內(nèi)，即一年前的檢查沒有發(fā)現(xiàn)任何裂紋。這是由于早期萌生的裂紋比較狹窄(5～10 μm)，裂紋中氧化沉積物的聲學性能和母材的近似，因此超聲檢查難以發(fā)現(xiàn)早期裂紋[2]。

2.3.3 損傷原因分析

ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器集流管運行期間發(fā)生損傷是材料、制造、結(jié)構(gòu)、水化學工況、外部環(huán)境、運行應力和制造殘余應力等因素綜合影響的結(jié)果，不是某一種因素單獨導致的。下面對各影響因素及相應措施的相關(guān)研究進行了整理分析。

2.3.3.1 材料

在對鉆管區(qū)域出現(xiàn)損傷區(qū)域進行破壞性檢查時發(fā)現(xiàn)：第1代ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器的集流管材料是用馬丁爐(開式)熔煉的10ГН2МФА鋼，鋼中雜質(zhì)(如硫、磷含量)較高，存在MnS 夾雜物，易致陽極腐蝕開裂[1]。

2.3.3.2 集流管結(jié)構(gòu)

(a) 脆性斷裂

(b) 韌性斷裂圖3 烏克蘭波羅的海核電站2號機組1號蒸汽發(fā)生器111焊縫的表面形貌Fig. 3 Surface morphology of 111 welded joint of steam generator No.1 in unit No.2 in Zaporozhe nuclear power plant: (a) brittle fracture; (b) ductile fracture

第1代ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器的集流管在設(shè)計時，其上端頭與殼體開孔筒體壁之間的間隙過小，當蒸汽發(fā)生器升溫后，殼體阻滯了聯(lián)系帶的位移，導致集流管受力過大[1]，從而使聯(lián)系帶和111焊縫區(qū)域產(chǎn)生很大的運行應力。鉆孔區(qū)域附近存在楔形非穿孔結(jié)構(gòu)，該結(jié)構(gòu)導致ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器集流管在制造和運行期間出現(xiàn)應力集中，相對于均勻鉆孔區(qū)域，其應力提高了15%[1]。111焊縫區(qū)域的“水袋”結(jié)構(gòu)，在底部R20倒角處易形成應力集中，再疊加運行應力后，該處的應力接近材料的屈服應力[2]。

由于WWER-1000機組存在不同的堆型，因此ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器與反應堆冷卻劑管道的連接方式也存在一定差異，最終導致不同工況下111焊縫R20倒角處產(chǎn)生的應力也不同。如在正常運行工況下，小系列反應堆裝置在該處的應力為332 MPa，В-320系列反應堆裝置在該處的應力為252 MPa[2]。同時，111焊縫區(qū)域的應力還受主管道收縮、膨脹和移動等情況的影響。

2.3.3.3 制造和加工

早期，ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器的集流管是采用爆炸脹管工藝加工的。該工藝會使集流管的孔間基體金屬產(chǎn)生的殘余應力過大，達到300 MPa，接近材料的屈服強度(局部甚至更高)；同時，造成表面極度硬化(約增40%)。這是造成集流管鉆孔區(qū)域裂紋的重要原因[1]。也有人認為爆炸脹管工藝也增加了111焊縫區(qū)域的殘余應力[2]。

在2009年俄羅斯НB АЭС核電站大修期間，對5號機組1～4號蒸汽發(fā)生器熱端集流管111焊縫區(qū)域的殘余應力測量結(jié)果表明，其殘余應力均接近10ГН2МФА鋼的屈服極限。對該機組4臺蒸汽發(fā)生器進行了維修，其中1號和2號蒸汽發(fā)生器在運行了一段時間后，同一維修位置重復出現(xiàn)了損傷。經(jīng)核查，這兩臺機組蒸汽發(fā)生器的111焊縫在工廠生產(chǎn)時曾進行了多次返修。

此外，由于結(jié)構(gòu)限制，“水袋”區(qū)域機加工粗糙，易存在劃痕和咬邊等缺陷，這也會增加額外的應力。

2.3.3.4 工作環(huán)境和水化學工況

(1) 溫度和載荷頻率

10ГН2МФА 鋼在160～290 ℃水中有低頻10-8～10-6Hz應變腐蝕開裂趨勢，尤其是在230～270 ℃時最為敏感[8]。ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器冷集流管擴管區(qū)域和111焊縫區(qū)域的運行溫度正好在260～290 ℃的溫度范圍內(nèi)，且處于低頻工況下，因此10ГН2МФА鋼對蒸汽發(fā)生器運行工況下二次側(cè)鍋爐水比較敏感。

(2) 環(huán)境pH

在ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器運行工況下，10ГН2МФА鋼中的氫含量會增加，若在pH 4.5工況下保持1 000 h，10ГН2МФА鋼中的氫含量超過初始含量的1.5～1.8倍，運行7 000 h，則接近初始含量的3倍。當pH為9時，則沒有觀察到氫含量的增加。研究結(jié)果表明，環(huán)境pH對10ГН2МФА鋼的韌性存在明顯的影響[8]，pH降低會導致氫含量增加，使材料發(fā)生氫脆，韌性下降，最后發(fā)生損傷。鉆孔區(qū)域出現(xiàn)損傷前,機組實際運行時間和其二回路側(cè)水pH的耦合關(guān)系也驗證了其影響[1]。

(3) 氧

二次側(cè)鍋爐水中氧氣含量不超過10 μg/kg，低于25倍的氧氣溶解閾值(260 ℃時閾值為0.25 mg/kg),即在ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器運行狀態(tài)下，氧對材料損傷的影響較小；但氧氣溶解閾值會隨Cl-含量的增大而增大[2]，因此當環(huán)境中存在Cl-時，需根據(jù)氧氣溶解閾值確定應變致腐蝕開裂趨勢。

(4) 結(jié)垢成分和氧化物

采用爆炸脹管工藝加工ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器時，存在欠脹現(xiàn)象，即在二次側(cè)的傳熱管與集流管聯(lián)系帶之間留有間隙；而111焊縫位于底部，且存在“水袋”結(jié)構(gòu)。在這二個部位易沉積金屬氧化物。由于WWER機組二次側(cè)的氧化物主要是氧化鐵和氧化銅，當氧化物中氧化銅的質(zhì)量分數(shù)超過10%后會導致10ГH2МФА鋼的塑性急劇降低，見圖4[8]。但對二回路進行改造后，實際測量中氧化銅的質(zhì)量分數(shù)都遠低于閾值(10%)。

圖4 氧化銅含量對10ГH2МФА鋼斷面收縮率的影響Fig. 4 Effect of CuO content on percentage reduction of area of 10ГH2МФА steel

烏克蘭哈利科夫物理技術(shù)研究所對波羅的海核電站的111焊縫進行了分析。結(jié)果表明，裂縫部分含有(Cr,Fe)3O4,(Cr,Fe)2O3,NiCr2O4，CuO等氧化物[7]。有些氧化物的比體積和硬度均高于母材的，易促進金屬材料開裂，并改變裂紋周圍金屬的應力-應變狀態(tài)。此外，由文獻[5]可知，俄羅斯多臺WWER機組集流管的裂紋縫隙中存在促進陽極溶解的Cu2+。

(5) 可溶性雜質(zhì)

在集流管附近的水空間(蒸汽發(fā)生器二次側(cè)下部)內(nèi)存在一個非受控區(qū)，該區(qū)域內(nèi)各種鹽類的含量超出連續(xù)排污水標準的0.5～1倍，這對集流管應力腐蝕能產(chǎn)生不利影響。

對于第一代蒸汽發(fā)生器，在熱集流管和熱端附近可溶性雜質(zhì)含量明顯比冷集流管附近可溶性雜質(zhì)含量高2～2.5倍，但溫度高的熱集流管鉆孔區(qū)域卻很少出現(xiàn)裂紋。該結(jié)果表明，可溶性雜質(zhì)不是冷集流管損傷的確定性原因[1]。

2.3.3.5 運行工況

(1) 低頻循環(huán)運行工況

水壓機設(shè)計院給出了WWER機組低頻10-7～10-6Hz循環(huán)工況(主要為啟停工況)對111焊縫應力的影響，見表1[8]，并分析循環(huán)載荷對裂紋發(fā)展的影響。

結(jié)果表明，低頻10-7～10-6Hz循環(huán)工況對擴管區(qū)域的運行應力貢獻相對較小，但當裂紋中存在氧化物沉積物時，對擴管區(qū)域和111焊縫區(qū)域的裂紋擴展貢獻都較大，且都呈周期性變化。當涉及到其他特殊工況時，如水壓試驗工況、主蒸汽管道斷裂、應急給水意外投入以及地震等，應單獨分析處理，因為這些工況會引起應力增加等影響。

表1 低頻10-7～10-6Hz循環(huán)工況對111焊縫應力的影響Tab. 1 Effects of cyclic working condition at low frequency 10-7-10-6 Hz on stress in 111 weld

(2) 排污系統(tǒng)

早期排污系統(tǒng)除存在排污流量小的缺陷外，其定期排污管線之間沒有相互隔離，在定期排污投入時,原管線中的冷水進入111焊縫區(qū)域，該區(qū)域出現(xiàn)局部“淬冷”增加了其應力[2]。

(3) 流體動力載荷

通過測量НВАЭС 5號機組、КАЭС 2號機組, АЭС Козлодуй 5號機組和ХмАЭС 1號機組ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器的流體動力載荷可知：ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器一次側(cè)和二次側(cè)的流體動力載荷沒有引起傳熱管振動水平的增加(振幅1.2～3 μm，加速度2.94～11.76 m/s2)，集流管頂蓋的位移最大不超過2.8 mm，不會引起任何危險[5]。

2.3.3.6 維修質(zhì)量

НВАЭС 5號機組ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器111焊縫維修時的相關(guān)監(jiān)測數(shù)據(jù)表明，在焊接預熱(150～200 ℃)和焊后局部熱處理(610～650 ℃)過程中，111焊縫存在加熱不均勻情況，從而使熱集流管發(fā)生一定的傾斜，分別在法蘭處存在4 mm和12 mm的偏移；而集流管外的應力片測量數(shù)據(jù)表明，在接管嘴外表面存在較大的拉應力(約為100 MPa)[2]。

2.3.4 緩解措施

1) 自1988年初起，俄羅斯采用電渣重熔煉工藝冶煉10ГН2МФА鋼，其中硫質(zhì)量分數(shù)不超過0.005%，磷質(zhì)量分數(shù)不超過0.008%。捷克VTKOVICE公司則采用優(yōu)化后二次真空熔煉工藝冶煉10ГН2МФА鋼，該鋼的化學成分和各方面性能均與電渣重熔煉工藝冶煉的10ГН2МФА鋼的水平相當[9]。

2) 對于新制造的ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器，直接增加集流管頂部和二次側(cè)頂蓋處法蘭之間的間隙(設(shè)計要求在制造完成后最小間隙不低于7 mm，正常為10 mm左右)。對于尚未發(fā)現(xiàn)裂紋的第1代的ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器，則在其集流管移動方向(從蒸汽發(fā)生器軸線向近殼體側(cè))220°弧內(nèi)將上述間隙擴寬到10～12 mm；將集流管上端面(除去封蓋)與殼體孔筒體上端之間的位差加工到5 mm[1]。

3) 由于結(jié)構(gòu)的特殊性，ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器不可避免地的存在楔形非鉆孔區(qū)。在重新設(shè)計ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器時，應盡可能使楔形區(qū)域變得平緩些。同時，加大對楔形區(qū)域聯(lián)系帶渦流檢查的比例。

4) 優(yōu)化111焊縫區(qū)域的“水袋”結(jié)構(gòu)，將曲徑為20 mm(R20)的倒角增大至R50～R70，將R10倒角增大至R30，增加111焊縫到水袋底部的距離，以減少其應力集中。以壓力7.84 MPa為例進行計算，得在R20變徑處的拉應力最大，為348 MPa，若將R20變?yōu)镽50，則變徑處的拉應力變?yōu)?04 MPa，相對減低了144 MPa[10]。

5) WWER-1000機組早期設(shè)計有B-187，B-302等小系列機型，因其主管道和蒸汽發(fā)生器的連接方式不合理，導致在加熱和冷卻過程中蒸汽發(fā)生器膨脹或移動受阻，111焊縫應力相應增加，后繼B-320系列改變了連接方式,因此后繼項目均為В-320系列及其基礎(chǔ)上改進的WWER-1000機組。同時在設(shè)計上對主設(shè)備的支撐位移量進行自動監(jiān)測，并需定期對主要設(shè)備的支撐進行檢查和維護(如受阻，焊縫№111區(qū)域應力將達到500 MPa或更高)[2]。

6) 1990年起，ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器改用液壓脹管工藝+機械補充脹管工藝制造，該工藝可以保證一定的過脹量，避免傳熱管二次側(cè)末端存在縫隙，造成沉積物堆積，防止腐蝕[1]。

7) 對已經(jīng)運行的WWER-1000機組ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器的集流管鉆孔區(qū)進行低溫退火處理，消除集流管加工特別是爆炸脹接產(chǎn)生的殘余應力，同時去除金屬內(nèi)的擴散運動的氫，以延長ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器的壽命[1]。雖然采用改進工藝制造的ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器沒有必要進行低溫退火，但在很長時間內(nèi)，俄羅斯仍對該工藝制造的蒸汽發(fā)生器整體進行400～520 ℃低溫退火并保溫20 h的熱處理。

8) 優(yōu)化制造和維修過程中焊接和熱處理工藝，并對焊接和熱處理等質(zhì)量進行嚴格控制，以盡可能減小殘余應力[11]。

9) 對二回路系統(tǒng)進行改造，減少銅含量；優(yōu)化水化學工況，提高ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器二次側(cè)給水和排污水的pH，同時控制氯離子和氧含量等。

10) 優(yōu)化ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)設(shè)計，避免局部“淬冷”，并加大排污流量；在大修期間盡可能通過在二次側(cè)充滿還原性堿性溶液對其進行保養(yǎng)，必要時進行化學和機械沖洗[11]。

11) 延長機組換料周期，保證機組長期穩(wěn)定運行，減少低頻運行工況有利于ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器集流管的長期安全運行。

12) 優(yōu)化無損檢測技術(shù)和檢測頻率。應定期對集流管鉆孔區(qū)域聯(lián)系帶進行自動化渦流檢測；定期對于111焊縫區(qū)域進行自動化超聲檢測， 并在其服役20 a后增加超聲檢測頻率。

13) 針對無損檢測制定合理可行的標準，如俄羅斯頒布《核電站設(shè)備、管道和其他構(gòu)件的母材、焊接接頭和堆焊表面在役檢查規(guī)定》中專門給出111焊縫的超聲檢查標準[12]。

14) 對111焊縫區(qū)域的應力和缺陷狀態(tài)進行在線跟蹤和監(jiān)督。

15) 對集流管材料的可維修性和維修技術(shù)進行深入研究，目前已將集流管的材料10ГН2МФА鋼的焊接后熱處理時間從РТД 2730.300.02-1991標準規(guī)定45 h延長到75 h，以增加其可維修次數(shù)[13]。

俄羅斯從1991年起才開始采用弱堿性二回路水化學標準，并規(guī)定其pH為9.0±0.2，之前沒有對pH進行規(guī)定；2000年后，逐步提高堿性水化學工況(pH為9.4～9.7)，部分機組開始采用高堿性水化學工況(pH為9.7～9.95或更高)。而目前在111焊縫區(qū)域出現(xiàn)問題的ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器都是1988年前制造并投入運行的，與俄羅斯機組二回路水化學工況的改進歷史存在較高的耦合度。同時，對于部分早期制造且111焊縫處沒有發(fā)現(xiàn)損傷的ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器，也需進一步跟蹤研究分析。

3 結(jié)論與建議

(1) 集流管材料在高溫水下低頻應變致應力腐蝕機理是客觀存在的。通過研究和采取相關(guān)緩解、監(jiān)督措施后，鉆管區(qū)域損傷得到了有效的控制；而111焊縫區(qū)域的影響因素相對復雜，僅有部分ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器可通過緩解、監(jiān)督措施保證其壽期內(nèi)的運行安全，其余還需通過維修措施來保證。

(2) 對于已運行的機組，采用高pH二回路水化學工況和長期保持穩(wěn)定工況(包括長周期換料)等措施能明顯提高ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器集流管運行的安全性。

(3) 集流管失效影響因素涉及材料、結(jié)構(gòu)、制造和運行維修以及相關(guān)系統(tǒng)設(shè)計、運行和水化學工況等，應對其進行全面綜合分析并制定相應的緩解措施。

(4) 關(guān)鍵部件的失效直接關(guān)系到設(shè)備本身和核電站的安全運行，建立以關(guān)鍵部件失效機理為導向的設(shè)備老化管理體系是十分必要的。

(5) 跟蹤、分析并運用其他WWER機組和PWR機組的運行經(jīng)驗和成果，對ПГВ-1000臥式蒸汽發(fā)生器老化管理政策是至關(guān)重要的。