基于瞬態(tài)參數(shù)在線監(jiān)測(cè)的核電廠承壓管道評(píng)估系統(tǒng)開發(fā)

中圖分類號(hào) TL48 文獻(xiàn)標(biāo)志碼 A 文章編號(hào) 0254-6094（2025）03-0503-06

壓水堆核電廠承壓管道的疲勞老化管理是保證承壓邊界完整性的重要工作之一[1]，運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)表明僅依據(jù)設(shè)計(jì)階段假定的瞬態(tài)參數(shù)進(jìn)行疲勞壽命評(píng)估存在不精確和非保守的情況[2]。國(guó)際上已發(fā)生多起壓水堆核電廠承壓管道開裂事件，需要開發(fā)基于運(yùn)行參數(shù)在線監(jiān)測(cè)的精確疲勞分析技術(shù)[3]。

當(dāng)前，全球主要核電科研機(jī)構(gòu)已開發(fā)了多款基于瞬態(tài)參數(shù)在線監(jiān)測(cè)的疲勞分析系統(tǒng)，如美國(guó)核電力科學(xué)研究院開發(fā)的FatiguePro疲勞分析系統(tǒng)、德國(guó)阿海琺開發(fā)的FAMOS疲勞分析系統(tǒng)，西屋公司開發(fā)的WESTEMSTM疲勞分析系統(tǒng)[4.5]。在我國(guó)，三代機(jī)組設(shè)計(jì)中均配套開發(fā)了相應(yīng)的疲勞分析系統(tǒng)，如中國(guó)核動(dòng)力院為華龍一號(hào)開發(fā)的疲勞監(jiān)測(cè)和瞬態(tài)統(tǒng)計(jì)系統(tǒng)（IFT）[6]。筆者團(tuán)隊(duì)開發(fā)了基于瞬態(tài)參數(shù)在線監(jiān)測(cè)的核電廠一回路承壓管道熱與環(huán)境狀態(tài)評(píng)估系統(tǒng)（TECMAS），并成功應(yīng)用在了國(guó)內(nèi)某大型壓水堆核電廠[7.8]，該軟件技術(shù)配置上將包含3個(gè)層次系統(tǒng)化的疲勞分析模塊：

a.設(shè)計(jì)瞬態(tài)疲勞分析模塊（DTF模塊）。通過瞬態(tài)自動(dòng)識(shí)別功能（TAC功能）在監(jiān)測(cè)信息中自動(dòng)識(shí)別出發(fā)生的設(shè)計(jì)瞬態(tài)次數(shù)信息，并在DTF模塊中計(jì)算出設(shè)計(jì)瞬態(tài)實(shí)際疲勞損傷消耗情況。

b.瞬態(tài)監(jiān)測(cè)數(shù)據(jù)疲勞分析模塊（TMF模塊）。基于瞬態(tài)實(shí)際監(jiān)測(cè)信息，通過TMF模塊詳細(xì)計(jì)算管道的疲勞損傷系數(shù)。c.環(huán)境促進(jìn)疲勞分析模塊（EAF模塊）。考慮反應(yīng)堆一回路水環(huán)境對(duì)疲勞壽命的影響。

TECMAS軟件開發(fā)目的是通過分層次的疲勞管理，建立可滿足基于設(shè)計(jì)信息的疲勞損傷初步分析、基于監(jiān)測(cè)的精確疲勞分析和考慮環(huán)境促進(jìn)疲勞影響的多層次的管道疲勞損傷管理平臺(tái)。筆者介紹了TECMAS軟件的基本框架、分析原理和工程應(yīng)用情況。

1軟件功能介紹

對(duì)于存在熱沖擊和熱分層的一回路管道，TECMAS軟件系統(tǒng)通過新增部分外壁的傳感器組件，補(bǔ)充監(jiān)測(cè)管道局部區(qū)域的溫度變化過程。如圖1所示，TECMAS系統(tǒng)主要由溫度傳感器、采集單元、光電轉(zhuǎn)換單元及數(shù)據(jù)處理單元等組成[7]，通過將監(jiān)測(cè)到的數(shù)據(jù)導(dǎo)入軟件模塊，可自動(dòng)計(jì)算出管道的實(shí)際損傷系數(shù)。TECMAS軟件系統(tǒng)的登錄界面如圖2所示，筆者后續(xù)重點(diǎn)介紹數(shù)據(jù)處理的功能與算法原理。

1.1 DTF模塊

基于設(shè)計(jì)假設(shè)和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)反饋，壓水堆核電廠設(shè)計(jì)階段均給出了設(shè)計(jì)瞬態(tài)參數(shù)信息，包含瞬態(tài)壓力、溫度及流量等數(shù)據(jù)，同時(shí)給出了設(shè)計(jì)年限內(nèi)的發(fā)生次數(shù)限值[9]。基于設(shè)計(jì)瞬態(tài)信息，設(shè)計(jì)階段需要完成一回路承壓邊界管道的疲勞評(píng)價(jià)。同時(shí)，在運(yùn)行階段需要對(duì)實(shí)際發(fā)生的瞬態(tài)進(jìn)行統(tǒng)計(jì)和歸類，以保障設(shè)計(jì)假想瞬態(tài)參數(shù)和發(fā)生次數(shù)的保守性。

如圖3所示，TECMAS軟件通過TAC模塊在監(jiān)測(cè)信息中自動(dòng)識(shí)別出發(fā)生的設(shè)計(jì)瞬態(tài)的種類和次數(shù)信息，并完成每次換料循環(huán)后的趨勢(shì)特性分析：

e.瞬態(tài)發(fā)生趨勢(shì)預(yù)測(cè)，TAC模塊同時(shí)提供瞬態(tài)預(yù)測(cè)的功能，軟件開發(fā)團(tuán)隊(duì)根據(jù)核電廠實(shí)際運(yùn)行狀態(tài)，將瞬態(tài)分為3種情況進(jìn)行預(yù)測(cè)，分別為運(yùn)行初期發(fā)生較多后期逐漸減少并趨于穩(wěn)定的瞬變（A型）較少發(fā)生或未發(fā)生過的瞬變（B型）和水壓試驗(yàn)或特殊性能試驗(yàn)類瞬變（C型），根據(jù)瞬態(tài)發(fā)生次數(shù)分布規(guī)律進(jìn)行趨勢(shì)預(yù)測(cè)。

a.模塊數(shù)據(jù)導(dǎo)入，在儀表庫(kù)中選擇用于瞬態(tài)識(shí)別的儀表清單，并導(dǎo)入實(shí)際監(jiān)測(cè)的數(shù)據(jù)；b.壞點(diǎn)識(shí)別，按壞點(diǎn)數(shù)據(jù)識(shí)別方案對(duì)原始監(jiān)測(cè)儀表數(shù)據(jù)進(jìn)行壞點(diǎn)數(shù)據(jù)識(shí)別并處理；c.是否發(fā)生瞬態(tài)判斷，依據(jù)發(fā)生瞬態(tài)的判斷邏輯，識(shí)別出發(fā)生瞬態(tài)的時(shí)間段；d.瞬態(tài)種類識(shí)別，通過配置合適的瞬態(tài)識(shí)別邏輯（基于溫度、壓力、流量及機(jī)組狀態(tài)信息等參數(shù)），判斷發(fā)生了何種設(shè)計(jì)瞬態(tài)；

在TAC模塊識(shí)別出電廠實(shí)際發(fā)生的設(shè)計(jì)瞬態(tài)信息基礎(chǔ)上，將在DTF模塊中計(jì)算出設(shè)計(jì)瞬態(tài)實(shí)際疲勞損傷消耗情況（具體計(jì)算方法見2.1節(jié)內(nèi)容）。

1.2 TMF模塊

基于瞬態(tài)參數(shù)在線監(jiān)測(cè)的核電廠承壓管道熱疲勞分析的技術(shù)流程如圖4所示[9]，從核電廠原有和新增儀表讀數(shù)中獲取管道局部熱工水力特性（如熱流體壓力、溫度及流量等信息），通過傳遞函數(shù)（一種可避免耗時(shí)有限元數(shù)值分析的卷積計(jì)算方法）確定分析部位的應(yīng)力變化歷程。基于RCC-M或ASME規(guī)范中的載荷循環(huán)統(tǒng)計(jì)規(guī)程，可梳理出分析部位的載荷譜，再對(duì)比材料的S-N曲線計(jì)算管道的疲勞損傷系數(shù)（CUF）。

壓水堆核電廠一回路管道主要承受熱沖擊載荷、內(nèi)壓載荷、管端彎矩及重力等荷載[10.I]。根據(jù)載荷特性，可將管道載荷分成3類：熱瞬態(tài)導(dǎo)致的熱應(yīng)力、內(nèi)壓等準(zhǔn)靜態(tài)載荷引起的應(yīng)力和由重力等引起的可假設(shè)為恒定載荷的應(yīng)力。其中，因熱應(yīng)力不僅與熱流體當(dāng)前狀態(tài)有關(guān)，還與熱流體參數(shù)變化前序時(shí)間歷程相關(guān)，需要進(jìn)行耗時(shí)的有限元仿真計(jì)算。

研究表明，采用溫度參數(shù)變化歷程的卷積積分可以獲得任意溫度波動(dòng)過程中結(jié)構(gòu)的應(yīng)力響應(yīng)過程，是一種可避免耗時(shí)有限元數(shù)值分析的代數(shù)方法[12]。如圖5所示[9]，對(duì)于一個(gè)參考熱沖擊 T_shock ，通過有限元的建模分析可以獲得結(jié)構(gòu)任意分析位置的應(yīng)力響應(yīng)特征過程。結(jié)合結(jié)構(gòu)的響應(yīng)特征和溫度變化過程進(jìn)行卷積積分可獲得任意溫度變化過程中任意結(jié)構(gòu)的應(yīng)力響應(yīng)歷程[13]

1.3 EAF模塊

美國(guó)核管會(huì)在相關(guān)管理導(dǎo)則明確要求，新建核電廠設(shè)計(jì)中必須考慮EAF的問題[14]，對(duì)于要執(zhí)照更新的電廠也需補(bǔ)充EAF的論證工作。如圖6所示，為考慮環(huán)境因素對(duì)疲勞壽命的影響，2016版RCC-M規(guī)范更新了部分疲勞設(shè)計(jì)曲線[15.16]，新疲勞曲線在循環(huán)次數(shù)大于 10³ 次后相比原有曲線更加保守。

TECMAS軟件的EAF模塊中采用了環(huán)境修正因子 F_en 考慮EAF問題，其定義為室溫空氣環(huán)境中的疲勞壽命 ?N_air，RT 與運(yùn)行溫度水環(huán)境中的疲勞壽命 N_water，T 的比值，即：

F_en=N_air，RT/N_water，T

使用 F_en 計(jì)算考慮EAF問題后疲勞累積使用因子 CUF_en 如下：

式中 F_en，i 第種載荷配對(duì)時(shí)環(huán)境對(duì)疲勞的影響；UF_i ——不考慮環(huán)境影響時(shí)第種載荷配對(duì)的疲勞使用因子。

2 軟件原理及應(yīng)用

2.1 設(shè)計(jì)瞬態(tài)疲勞分析模塊應(yīng)用

筆者在案例分析中，采用某管道設(shè)計(jì)階段的疲勞評(píng)價(jià)結(jié)果見表1，設(shè)計(jì)中管道的CUF評(píng)價(jià)結(jié)果為0.2197。服役運(yùn)行后，TAC模塊識(shí)別出的實(shí)際發(fā)生瞬態(tài)類型及數(shù)量見表2。

在DTF模塊中，可以根據(jù)實(shí)時(shí)瞬態(tài)發(fā)生數(shù)量和原設(shè)計(jì)疲勞評(píng)價(jià)報(bào)告進(jìn)行實(shí)時(shí)的設(shè)計(jì)瞬態(tài)疲勞評(píng)價(jià)。如表3所示，DTF模塊將實(shí)際發(fā)生的瞬態(tài)依據(jù)設(shè)計(jì)階段的配對(duì)表進(jìn)行組配，對(duì)于缺少配對(duì)瞬態(tài)的情況，采用補(bǔ)齊原設(shè)計(jì)配對(duì)的方法進(jìn)行保守性分析。本案例中，計(jì)算獲得的管道設(shè)計(jì)瞬態(tài)引起的CUF為 1.108×10^-3 O

2.2瞬態(tài)監(jiān)測(cè)數(shù)據(jù)疲勞分析模塊應(yīng)用

TECMAS系統(tǒng)已應(yīng)用在國(guó)內(nèi)某大型壓水堆核電廠的穩(wěn)壓器波動(dòng)管上，監(jiān)測(cè)其在某啟機(jī)過程中的運(yùn)行狀態(tài)。穩(wěn)壓器波動(dòng)管上某測(cè)點(diǎn)的溫度監(jiān)測(cè)曲線如圖7所示[7]，可以看出，啟機(jī)過程中穩(wěn)壓器波動(dòng)管頂部至底部的溫度呈明顯的階梯分布（即熱分層，最大溫差高超過 100^°C ，啟動(dòng)過程中系統(tǒng)監(jiān)測(cè)到8個(gè)完整的波入波出循環(huán)過程（波動(dòng)管內(nèi)部流體溫度在一回路熱管段內(nèi)流體溫度和穩(wěn)壓器內(nèi)部流體溫度之間進(jìn)行了變化）。熱分層將引起穩(wěn)壓器波動(dòng)管發(fā)生顯著的附加熱彎曲變形，設(shè)計(jì)階段難以精確分析此附件變形應(yīng)力的數(shù)值及其循環(huán)數(shù)量。

2.3環(huán)境促進(jìn)疲勞分析模塊應(yīng)用

TECMAS軟件的EAF模塊采用了NUREG/CR6909^[17] 推薦的環(huán)境促進(jìn)疲勞分析方法，以不銹鋼材料為例， F_en 計(jì)算方法如下：

O^*=0.281

式中 T- 服役溫度； -應(yīng)變速率。

如圖8所示[18]，EAF模塊中采用監(jiān)測(cè)瞬態(tài)的數(shù)據(jù)計(jì)算出詳細(xì)應(yīng)變的變化歷程，將第i個(gè)瞬態(tài)組合的應(yīng)變曲線劃分成 k 部分，第i個(gè)瞬態(tài)組合的F_{enpartial，i}

目前，NUREG/CR6909文獻(xiàn)中應(yīng)變速率主要針對(duì)承壓容器進(jìn)行的論證，對(duì)承壓管道和閥門以承載彎矩載荷為主的設(shè)備，其應(yīng)變速率的計(jì)算案例仍在編制之中。

如式（3）、（4）所示，高的應(yīng)變速率計(jì)算將獲得小的 F_en 數(shù)據(jù)，但高的交變應(yīng)力配對(duì)往往對(duì)應(yīng)更高的應(yīng)變變化速率。NUREG/CR6909推薦的EAF計(jì)算過程中均是先獲得配對(duì)后的疲勞損傷數(shù)據(jù)后再乘以過程中的 F_en ，忽略了載荷配對(duì)中對(duì)EAF的影響，筆者團(tuán)隊(duì)在文獻(xiàn)[18]中對(duì)此影響進(jìn)行了案例研究，研究表明現(xiàn)有ASME規(guī)范載荷配對(duì)方法可能獲得非保守性的結(jié)果。另外，TECMAS軟件也正在開發(fā)基于瞬態(tài)參數(shù)在線監(jiān)測(cè)的裂紋擴(kuò)展與斷裂評(píng)定模塊（TMCP模塊）2.10]，以建立核電廠承壓管道更為全面的綜合壽命評(píng)價(jià)平臺(tái)。

3結(jié)束語(yǔ)

筆者開發(fā)的TECMAS軟件通過分層次的疲勞管理體系，已建立了可滿足基于設(shè)計(jì)信息的疲勞損傷初步分析、基于監(jiān)測(cè)的精確疲勞分析和考慮環(huán)境促進(jìn)疲勞的深層次疲勞分析的多層次的管道疲勞損傷管理平臺(tái)，后續(xù)將可進(jìn)一步拓展，對(duì)于已產(chǎn)生疲勞裂紋的部件進(jìn)行裂紋擴(kuò)展分析和結(jié)構(gòu)斷裂安全評(píng)價(jià)工作。該軟件所用方法是通用的，可以后續(xù)擴(kuò)展到承壓容器、泵殼等設(shè)備的基于瞬態(tài)參數(shù)在線監(jiān)測(cè)的疲勞分析中。

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Assessment System Development for the Pressurized Pipelines in Nuclear Power Plant Based on the On-line Monitoring of Transient Parameters

CHEN Ming-ya ^1，2 ，GENG Chang-jin1'2，ZHANG Yan-zhao1，2，YU Wei-wei ^1，2 PENG Qun-jia12， ZHAO Wan-xiang1，2，SHI Fang-jie1，2

（1.Suzhou Nuclear Power Research Institute;2.National Engineering ResearchCenterforNuclear Power PlantSafetyamp;Reliability）

Abstract The temperature and environment condition management assessment system （TECMAS） for primary pressurized piping in nuclear power plants based on transient parameters on-line monitoring was developed and its basic framework，working principle and application were described. Key Words pressurized pipeline，on-line monitoring，transient identification，fatigue analysis，environment-induced fatigue