核电厂辅助系统管道热疲劳浅析

【摘 要】化学及容积控制系统（RCV）为反应堆冷却剂系统（RCP）提供着极其重要的容积控制、反应性控制及化学控制作用，系统接管部位工作环境复杂，管道承受较大的温度波动，易产生疲劳裂纹从而泄漏（FARLEY-TIHANGE现象），因此通过瞬态统计，监测该种瞬态发生情况，配合周期的无损检测，可以有效避免热疲劳发生，为机组安全运行提供可靠保障。

【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.

【关键词】热疲劳；瞬态统计；化容系统；无损检测

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

【中图分类号】TM623.9 【文献标志码】A 【文章编号】1673-1069（2017）03-0190-02

1 概述

金属材料疲劳是金属材料在核电厂应用中主要的破坏形态，其中由于温度变化引起的疲劳称作热疲劳。当金属温度发生反复变化，材料会反复出现膨胀、收缩现象，从而产生作用于材料上的热应力，不同方向热应力反复作用于材料，会在材料表面形成微小龟裂，后期会发展出现贯穿性裂纹，这是热疲劳产生的一般破坏机理。

在核电厂设计寿期内，为减少反应堆冷却剂系统主管道、压力容器以及与其他辅助系统接管等关键部件受热疲劳的破坏，核电厂相关标准给出了管道等承受的疲劳极限，同时对核电厂发生的机组瞬态进行统计、归类与分析评价，其主要目的是通过监测机组正常运行期间各瞬态的情况，判断温度等参数变化对设备、管道等造成的应力冲击，从而进行疲劳分析。论文就化学及容积控制系统的辅助接管热疲劳情况进行分析。

2 化学及容积控制系统基本原理

化学及容积控制系统（RCV）的功能之一为容积控制，上充接管位于反应堆冷却剂系统（RCP）二环主泵与压力容器之间管道（冷段），下泄接管位于RCP系统三环冷段。通过上充及下泄功能吸收稳压器不能全部吸收的那部分一回路容积变化的量，从而维持一回路的水容积。同时配合调节硼浓度调节机组反应性。其接管的特殊构造决定了其重要性，同时承受了较大的温度波动，在累积一定的波次次数时，易因热应力产生疲劳裂纹从而造成泄漏（FARLEY-TIHANGE现象）。

一回路水容积变化的原因主要是温度的改变，当反应堆冷却剂系统RCP从冷态（60℃）升温到热态（291℃）时，其比容增加将近40%；正常运行时，冷却剂的平均温度随功率的变化而变化，从而比容也随之改变，也造成一回路中水的体积的改变。另外，由于冷却剂系统处于155bar的高压下，也会不可避免地发生泄漏，需要补偿水容积的变化。

3 阀门及管道热疲劳区域形成过程

在正常稳态运行时，RCV系统从RCP系统三环冷段引出压力为155bar、温度为292℃的下泄流，正常流量为13.6m3/h。上充流量来自PTR水箱以及REA系统管路，上充泵将下泄流的绝对压力提高至177bar，经上充流量调节阀RCV046VP通过再生热交换器由下泄流加热后进入RCP系统2环路的冷段[1]。

当机组为维持一回路容积及反应性平衡时，将第二组下泄孔板打开，即增加下泄流量100%，通过动态平衡，上充流量调整到最大，同时在此过程中上充温度势必会经历下降到最大，然后恢复的过程，此时上充温度降幅可达45.6℃，对接管部位造成的热应力非常大，累积一定的次数后势必造成管道的热疲劳。

根据系统管道设计图，上充流通过RCP223VP止回阀后与RCP系统管道连接，RCP管道内流体温度与一回路冷段温度保持一致，正常运行过程中基本维持在292-293℃之间。正常上充流温度由于下泄流量的突增而剧烈下降，即止回阀前温度降低，阀后温度维持不变，则将在止回阀位置形成冷热流冲击，对阀门的强度产生一定的影响，而阀后流体通过较快的流速混合后形成湍流，交混区流体温度将发生剧烈的变化，从而引发该区域及下游管道的热疲劳。

4 核电厂有效应对措施

核电厂的每次运行（包括运行瞬态）及启停堆的过程中，由于温度的变化，设备和管道都可能产生热疲劳，由此产生的损伤将直接影响到反应堆的安全。因此，榱烁好监测机组状态，防止管道设备疲劳发生，核电厂制定了一系列措施来对机组状态进行监测及检测。

4.1 瞬态统计

根据电厂上游设计文件，工作人员每日对机组发生瞬态进行监测，并统计归类，及时发现运行过程中不必要的机组瞬态，提出运行要求，有效避免易发生疲劳机组瞬态的发生。

4.2 无损检测

由于疲劳现象产生的隐蔽性，核电厂设计阶段不能完全杜绝热疲劳现象的发生，但是电厂从热疲劳机理出发，筛选出潜在热疲劳区域，并在机组检修过程中进行周期性检测，确保机组安全运行。

针对上述RCV系统与RCP系统接管区域阀门及管道，电厂制定在役检查大纲，并编制无损检测十年计划，对该区域不同部件分别开展不同周期的目视检测（VT）、射线检测（RT）以及渗透检查（PT）等多项检测措施，有效降低因管道及阀门热疲劳而给核电厂造成的不利影响。

5 结论及建议

核电厂管道设计复杂，辅助管线繁多，相互之间功能相辅相成，共同为机组的安全保驾护航，RCV管道的热疲劳情况仅是电厂各系统管道的缩影。高低压安全注入系统、余热排出系统等作为重要的安全辅助系统，均有管线与RCP系统相连，其管线的监测工作也尤为重要。据统计，在1970―1999年间，全球核工业界共发生54起因管道热疲劳引起的管道破裂事件，其中不乏高压安注管线破裂造成机组停堆、余热排出系统管线破裂造成机组风险等事件。因此，在役核电厂应当加强管道热疲劳的监测手段，重视热疲劳的研究，同时提高风险意识，通过有效的无损检测方式，防治结合，共同保证核电厂的安全运行。

【参考文献】

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