基于核安全風險管控策略秦山350Mwe機組一回路死管段研究分析

徐琳銀

中核核電運行管理有限公司，浙江嘉興，314300

0 引言

目前，死管段現象已成為困擾國內外核電機組的一個重要問題，并成為影響關鍵設備使用壽命的重要因素。在核電站投入商業運行后,一些設備的老化現象會逐漸地顯現出來，死管段現象會在一定程度上加速設備的老化，可能增加核電站運行的風險。秦山一期核電機組停冷系統進口管線閥門出現的腐蝕問題就屬于死管段現象造成的主要因素之一。此現象也曾多次出現在國內外核電機組中，最終都會腐蝕閥門閥座，導致閥門的密封性能降低。假若沒有及時發現和處理，將對一回路壓力邊界的完整性構成威脅，進而造成一回路放射性物質泄漏的核安全事故。該文對一回路的安注、停冷、化容、疏排水等管系可能產生死管段的區域進行識別篩選，并對如何提升核電站一回路關鍵管系的可靠性管理、避免因死管段現象影響核電站安全穩定的運行進行研究分析。

1 死管段和死管段現象

1.1 死管段和死管段現象機理分析

反應堆中與主冷卻劑回路和輔助回路之間的連接管段，在機組運行期間被兩端設置的隔離閥或者逆止閥隔離，被隔離管段的入口閥和出口閥之間的水是靜態的死水[1]，該管段就被稱為死管段。死管段現象通常是指高溫冷卻劑流體通過強制對流及熱傳導的方式加熱死管段內處于靜態、溫度相對較低的液體。若死管段內靜態液體的溫度大于內部當前壓力對應的飽和溫度,將會生成蒸汽，進而造成死管段內形成水、蒸汽兩相，此時流體內部有害的氯離子等雜質離子將在水、蒸汽的面上聚集，這些聚集的有害雜質離子的濃度遠大于其他部位，此種現象形成后，將對死管段內部和閥門內部的閘板、閥座等部件表面形成腐蝕[2]，并最終造成管道內壁或閥門部件被腐蝕減薄或產生裂紋，嚴重時將會降低閥門的密封性能。

1.2 死管段的腐蝕及特征

核電站運行時，死管段內流體形成水、蒸汽兩相分界面，因硼酸的沸點大于水，當水蒸發時，就造成了汽液界面上的硼酸被局部濃縮，并促成對閥瓣的腐蝕。隨著汽液界面的波動，將造成閥瓣的內表面所承受的熱應力不均勻，加劇閥門的腐蝕，同時此現象還將加劇整個死管段的熱側腐蝕，對比于死管道內低溫側，高溫側的熱應力相對較大，這就是造成熱側腐蝕更嚴重的因素[2]。

根據法國核電機組（法馬通、法國電力）的運維經驗，死管段現象主要有以下三種目視特征。

（1）形成汽/氣分層的痕跡：閥門的閥瓣表面被白色或者淺黑色積垢物覆蓋，厚度增加，通過砂紙輕微打磨后，檢查發現基本金屬面無侵蝕，此種情況無危害。

（2）形成蝕線：閥門解體后，發現在閥瓣的表面有清晰的汽/氣、水分層線；輕微打磨后，金屬閥瓣的本體表面被腐蝕損害。利用著色無損探傷檢查閥門密封面時，未發現損傷。此種情況，閥門的密封性在短時間內依舊可以得到保障，對閥門的壽命影響也較小。

（3）形成嚴重腐蝕：閥門解體后，發現在閥瓣的表面有清晰的汽/氣、水分層線；金屬閥瓣的本體表面被腐蝕侵害，在腐蝕線高度位置的閥門密封面出現了貫穿方向上的腐蝕裂紋。根據法國電力研究，此種腐蝕機理為應力腐蝕，對閥門密封性和壽命影響較大。

2 核電站死管段現象解決的主流方法

20世紀80年代中期，法國BUGEY3機組首先發現“死管段”腐蝕裂紋是在BC1(主管道冷段)安注管線上，其后就制定了針對“死管段”的檢查、試驗和鑒定計劃。1988年9月法國核電運營部門決定著手CPY和P4系列機組進口死管段的改造，改進設計是通過加壓死管段，使壓力大于死管段內部液體溫度對應的飽和壓力。改造后旁通的逆止閥被改為手動隔離閥，手動隔離閥在機組運行期間保持打開，使進口死管段的壓力與一回路壓力相同，進而避免死管段現象發生。在BUGEY3機組首次對進口死管段進行增壓修改后，經過一段時間又停止上述改進，主要原因是電站決定執行系統的充水和排氣最新運行程序，并認為這些新規定可以避免進口管道出現汽、水兩相。但是其多年的運行經驗反饋發現這些運行程序無法有效地控制和避免這些死管段的腐蝕現象，特別是機組在后來又發現死管段腐蝕現象。但是法國BUGEY3機組通過加壓死管段使壓力大于死管段內部液體溫度對應的飽和壓力的方法，得到了諸多核電站的借鑒改進，運行經驗也表明此種方法可以有效抑制、避免死管段的腐蝕。此方法也逐漸成為后期各核電站解決死管段問題的主流方案。

3 秦山350Mwe機組針對死管段改進的方法及優越性

本機組多年的運行經驗反饋，首先出現死管段的區域是在反應堆冷卻劑系統的Ⅰ、Ⅱ環熱段注射管系；后又主要集中在停冷系統管系，造成停冷系統靠近反應堆主冷卻劑系統的一次隔離閥V08-01A、V08-02B的閥瓣、閥體出現腐蝕，進而出現幾次閥門內漏。發生死管段區域的管線及閥門是核一級的主系統承壓邊界部件，這些部件維修難度大、放射性劑量高、成本高，當主系統壓力邊界部件的可靠性降低時，將會對核電站的安全穩定運行形成挑戰。為了堅決保護一回路壓力邊界的完整性，本機組提出的改造也借鑒了法國核電機組針對死管段現象改造原理。主要方式是通過從反應堆主冷卻劑系統引壓，將原V08-43A/B（旁通止回閥）改造成常關的氣動隔離閥[3]，見圖1，閥門為核安全2類、抗震1類；閥門設置為失效關，在失電、失氣或者失去控制信號后均切至關閉位置，且為保證主控室準確判斷閥門的開關狀態，設置了指示器，將閥門信號反饋至主控室。主控室依據死管段內壓力變化趨勢手動控制V08-43A/B閥門的開、關，進而實現對死管段內引壓，V08-43A/B氣動隔離閥常關且與V08-01C/D設置連鎖，避免功率運行期間出現V08-43A和V08-01C、V08-43B和V08-01D同時開啟的情況。

本機組的改進方法與法國相比差異化主要體現在BUGEY3機組是將旁通逆止閥更換為手動隔離閥且該閥在機組運行時保持開啟狀態。但核電機組設計要求是與一回路系統承壓邊界連接的較低等級的系統之間需設置雙重隔離，將逆止閥改為常開的手動隔離閥實際上是破壞了一回路的雙重隔離。雖然法國現有的核電站經驗反饋表明進口隔離閥門出現由于閥門失效引起的泄漏率突然增加的可能性極低，但是出于對核安全的保守決策，顯然秦一期的改進策略更有安全性和優越性。

4 本機組歷史上產生的典型死管段現象

通過觀察發現，本機組產生死管段現象的區域主要集中在停堆冷卻系統管系。在R8大修期間，對可能存在的死管段現象的區域進行了檢查。其中對停冷管系的V08-01A解體檢查發現：閘板出口密封面有嚴重腐蝕，腐蝕沿閘板出口液面展開，閘板密封面與閘板體焊接處有腐蝕凹坑，在對其出口的管道目視檢查中，發現有明顯的腐蝕痕跡。

另外對V08-02E解體檢查時也發現閥座密封面上有一深達3mm的巨大凹痕（非貫穿缺陷），研磨后經密封檢查合格；V08-01B和V08-02F也存在不同程度的腐蝕性，出現了死管段現象的典型特征。在R9期間對部分發生問題的閥門繼續進行跟蹤檢查，在閥體和閥座密封面再次發現了腐蝕線，在對應的管道內壁也有腐蝕痕跡。

R15期間機組出現了停冷系統進口管道A壓力表（PI0807）緩慢上漲至3.46MPa并觸發H報警，起初懷疑是停冷系統與主系統第一道隔離閥（V08-01A）或者旁通截止閥（V08-43A）內漏導致第二道隔離閥前（V08-01C）壓力升高。運行一段時間后缺陷趨勢發展為第二道隔離閥前壓力已升至與主系統壓力一致到達15.2MPa的情況，但停冷泵入口壓力表未見異常變化，后證實就是因死管段現象造成V08-01A內漏。

5 機組死管段區域篩選

為了提前識別風險，預防死管段現象對一回路壓力邊界產生威脅，依據秦山一期反應堆冷卻劑系統的管系設計，對關鍵管系識別出大概率產生死管段水、汽兩相現象的位置，進而作為機組長期重點監督管理、維護的對象。經過篩選，與一回路反應堆冷卻劑系統相連接的管系有：主系統的穩壓器波動管和噴淋管系、主系統平均溫度測量管系、化容控制系統的上充下泄管系、安全注射系統管系、停冷系統的入口管系、疏排水系統的入口管系、取樣系統的入口管系等23根管系[4]。

根據死管段現象產生的原理及各類輔助工藝系統的運行方式，識別出了反應堆冷卻劑系統主管道相連接的死管段位置有10個[4]，這些死管段位置并不都會發生汽化，需進一步研究分析管段內部流體的溫度和壓力，再識別出汽化概率最大的管系。

5.1 篩選的死管段內液體壓力、溫度分析

5.1.1 環路冷段安注管系

在機組正常運行期間，主環路冷段注入管的一次、二次止回閥之間的管道與安注箱相連通，安注箱內充氮氣，壓力始終保持在4.5～4.85MPa，此壓力對應的飽和溫度約為200℃。秦山一期主系統冷段溫度約288.8℃，經過一次止回閥降溫后，溫降約為100℃，因此死管段內溫度超過200℃的概率極低，因此此段不納入關注對象[4]。

表1 需重點關注的死管段區域清單

5.1.2 備用上充管系

機組在啟動期間，當反應堆冷卻劑系統完成除氧后，會投運備用上充管線一段時間，進而將備用上充管段的液體進行置換；正常運行后，也會定期切換運行上充泵，管段內未設置疏水和放氣支管，在運行一定時間后，可以完全保證管內為單相水實體，在其被隔離后，管段兩端壓力維持高壓，一端為17.5MPa，一端為15.2MPa，也不會發生死管段內的液體外泄的情況，因此即使被加熱，完全能靠自加壓作用保證該管段內液體不發生飽和汽化，故此段不納入關注對象[4]。

5.1.3 疏排水系統進口管

疏排水系統進口管道內徑為46mm，屬于＜76.2mm的管道，參考EPRI研究結論[5]，其湍流滲入距離最大不超過460mm。而連接主管道的疏排管線的兩個一次隔離閥距離分別為3243mm和2393mm，已遠大于湍流穿透距離，參考EPRI TR-103581報告分析[6]的自然對流傳熱情況可以發現一次隔離閥處的溫度已接近環境溫度，故此段不納入關注對象[7]。

5.1.4 過剩下泄進口管

過剩下泄系統進口管道從主系統II環路疏排系統進口管道中引出，引出后的管道內徑比疏排進口管道更小，其一次隔離閥與主管道的距離也大于疏排系統管線，因此可推斷其一次隔離閥處的溫度已接近環境溫度，故此段不納入關注對象。

5.2 篩選出需重點關注的死管段

結合上述內容，經過兩輪排查篩選，最終確定了本機組僅有反應堆冷卻劑系統I環、II環回路的熱段安注系統的注入口段、停冷系統的入口段4根管道發生死管段現象的水、汽兩相概率較大[4]，故得出需要重點跟蹤關注的死管段區域見表1。在機組的多次大修中，也僅發現V08-02E、V08-02F、V08-01、V08-01B 四個閥門及管道中有死管段現象引發的腐蝕問題，這也證明了篩選的科學性和正確性。

6 針對產生死管段區域的管理

參考國內外的經驗反饋和改造情況，總結出本機組應對死管段現象的對策如下[4]。

（1）從設計上杜絕死管段現象發生的概率：加長一次隔離閥與主管道之間的管線長度[6]，同時增加一次隔離閥和二次隔離閥之間的距離，此種方法已在美國、俄羅斯、法國核電機組中得到應用。

（2）在對管道進行充分排氣后，再進行隔離，盡力保證被隔離的死管段內為單相水：在反應堆冷卻劑系統I環、II環回路的熱段安注系統的注入口段、停冷系統的入口段均布置有疏水、放氣支管；進行管道隔離前，應借助系統的充水排氣窗口將死管段、放氣閥、疏水閥支管內的空氣排凈。

（3）利用預加壓的手段，使死管段內保持較高的初始壓力：當反應堆冷卻劑系統壓力達到3.0MPa時，先關閉停冷系統進口管道的二次隔離閥，再關閉一次隔離閥，使死管段內保持3.0MPa的初始壓力，當主系統升壓至15.2MPa時，再通過打開旁路氣動隔離閥對死管段升壓，達到要求值后，再關閉。

（4）通過監視死管段內壓力變化，提前干預：機組正常期間，當管段內壓力降至低壓報警時，手動開啟停冷系統進口管道旁路氣動隔離閥使管段壓力恢復至熱段壓力后，保持關閉，這便保證了管段內壓力高于流體對應的飽和壓力，防止死管段內產生蒸汽。

（5）利用大修的窗口對重點關注的閥門、管段進行射線探傷，驗證其完整性：對死管段區域的閥門、管道建立定期預維，強化維修質量，建立閥門修后密封性檢查步驟。

（6）控制水質，提升死管段內的局部環境，減輕腐蝕：利用反應堆冷卻劑系統的除氧水置換死管段中的水，降低水的氧含量，減輕腐蝕。

7 結語

該文通過分析死管段現象產生的機理和危害，剖析了核電行業和國外同類型核電機組解決死管段現象的方法。并結合連接秦山一期核電機組反應堆冷卻劑系統的主管道設計，對本機組死管段現象及改造進行了系統分析，并針對機組死管段區域篩選出的大概率發生死管段現象的位置，提出管理策略。該文的研究成果將對同類型的核電機組在應對死管段現象的工作上起到一定的示范作用，具備較好的參照應用價值。

同時，我國已對巴基斯坦輸出了C1-C4核電機組，因其堆型是借鑒秦山一期核電機組原型設計，因此秦山一期機組分析出的死管段重點關注區域和管理策略，可作為運行、維護管理成果輸出。