疲勞監(jiān)測(cè)系統(tǒng)在核電廠老化管理及延壽中的應(yīng)用研究

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（深圳中廣核工程設(shè)計(jì)有限公司，廣東深圳 518045）

疲勞監(jiān)測(cè)系統(tǒng)在核電廠老化管理及延壽中的應(yīng)用研究

孟阿軍，劉浪，凌君，劉洪濤，章貴和

（深圳中廣核工程設(shè)計(jì)有限公司，廣東深圳 518045）

核級(jí)管道熱疲勞失效是核電廠金屬部件失效的主要形式之一，也是核電廠老化管理及延壽中的關(guān)注重點(diǎn)之一。本文采用核電廠疲勞監(jiān)測(cè)系統(tǒng)測(cè)得管道的溫度數(shù)據(jù)，掌握其真實(shí)的溫度影響過程，對(duì)監(jiān)測(cè)區(qū)域管道的疲勞狀態(tài)進(jìn)行評(píng)估，實(shí)現(xiàn)管道熱疲勞狀態(tài)壽命管理，最終可以為核電廠延壽工作提供數(shù)據(jù)支持。

疲勞監(jiān)測(cè)系統(tǒng)；核電廠老化管理；延壽；熱疲勞

核電廠老化［1］是指系統(tǒng)、構(gòu)筑物和部件（SSCs）的物理特性隨時(shí)間或者使用逐步退化改變的過程。數(shù)據(jù)顯示［2］，在全球約450座在役及約70座在建核電機(jī)組中，約有20%的機(jī)組運(yùn)行年限超過30年，70%的機(jī)組運(yùn)行年限超過20年。這些機(jī)組即將達(dá)到其設(shè)計(jì)壽命，面臨設(shè)備老化和將達(dá)設(shè)計(jì)壽命的問題。但考慮到機(jī)組初始設(shè)計(jì)時(shí)的諸多保守假設(shè)，很多關(guān)鍵設(shè)備遠(yuǎn)未達(dá)到老化退役的限值，如何有效延長(zhǎng)這些機(jī)組的壽命，又能保障核電廠的安全運(yùn)行，便顯得日益重要［3］。圖1［4］標(biāo)示了部件老化與核電廠壽命之間的總體關(guān)系。部件在壽命期間內(nèi)安全、經(jīng)濟(jì)地運(yùn)行，但由于運(yùn)行過程中老化效應(yīng)的影響，部件的安全裕量隨著核電廠的運(yùn)行時(shí)間而改變，因此理解部件的老化機(jī)理并掌握影響老化的關(guān)鍵參數(shù)，分析部件真實(shí)的老化狀態(tài)，有效管理老化曲線，改進(jìn)影響部件老化作用的影響因素，從而可以合理地延長(zhǎng)重要關(guān)鍵部件的使用壽命，達(dá)到核電廠延壽的目標(biāo)。

l 疲勞失效監(jiān)測(cè)

l.l金屬疲勞

金屬疲勞［5］是核電廠部件的重要老化機(jī)理之一，壓水堆核電廠的金屬疲勞和核電廠的結(jié)構(gòu)及運(yùn)行方式關(guān)系密切，核一級(jí)金屬部件均按照法規(guī)進(jìn)行設(shè)計(jì)，設(shè)計(jì)時(shí)完成詳細(xì)的應(yīng)力分析和疲勞分析。但是核電廠大量的設(shè)備、管道和閥門相互關(guān)聯(lián)，在運(yùn)行過程中，溫度連續(xù)變化，可能會(huì)出現(xiàn)熱沖擊、熱分層、熱震蕩等熱工現(xiàn)象，尤其在管道彎頭，低速流體的水平管段、三通湍流攪混區(qū)域和閥門滲流區(qū)域的附件較為明顯，這些交變溫度的產(chǎn)生增加了部件的局部熱應(yīng)力，嚴(yán)重時(shí)會(huì)造成熱疲勞損傷。其次，大量材料試驗(yàn)結(jié)果表明，壓水堆核電廠的環(huán)境因素也會(huì)對(duì)部件造成疲勞老化，目前設(shè)計(jì)疲勞曲線沒有考慮環(huán)境因素，因此該疲勞曲線的安全裕度會(huì)受到環(huán)境因素的影響而變小。另外由于設(shè)計(jì)中未能完全考慮上述因素或者是人為的誤操作，金屬部件還會(huì)出現(xiàn)不可預(yù)見的疲勞老化現(xiàn)象。

圖l 部件老化曲線和壽命延長(zhǎng)示意圖Fig.l Aging curve and life extension of components

l.2疲勞失效監(jiān)測(cè)

通過加裝疲勞監(jiān)測(cè)系統(tǒng)［6］對(duì)部件的特定功能參數(shù)與狀態(tài)指標(biāo)加以監(jiān)測(cè)并對(duì)部件的熱疲勞狀況進(jìn)行評(píng)估，可以為老化管理和延壽工作提供數(shù)據(jù)支持［7］。美國(guó)老化管理經(jīng)驗(yàn)報(bào)告 （NUREG-1801）［8］中要求為確保疲勞使用在允許限值范圍內(nèi)，減少材料預(yù)期周期應(yīng)變引起的金屬部件的疲勞裂紋，應(yīng)對(duì)選定部件的溫度和壓力瞬態(tài)開展監(jiān)測(cè)和跟蹤，開展真實(shí)載荷的疲勞分析，確保實(shí)際運(yùn)行瞬態(tài) （包括環(huán)境影響）引起的疲勞使用系數(shù)＜1．0［9］。

圖2給出了某一部件在未安裝疲勞監(jiān)測(cè)系統(tǒng)時(shí)以及疲勞監(jiān)測(cè)系統(tǒng)安裝生效后的一段時(shí)間內(nèi)各階段的疲勞變化情況［10］。圖中，調(diào)試階段 （A）和初始操作階段 （B）的疲勞變化率分別為γ、β；正常運(yùn)行階段 （C）的疲勞變化率為α。β、γ、α與操作歷史有關(guān)，可以通過設(shè)計(jì)瞬態(tài)，操作日志，瞬態(tài)圖表和調(diào)試程序確定。在C階段的末期安裝疲勞監(jiān)測(cè)系統(tǒng)，并將此刻的疲勞使用系數(shù)U0作為疲勞監(jiān)測(cè)的起點(diǎn)，采用疲勞監(jiān)測(cè)系統(tǒng)后，真實(shí)的瞬態(tài)過程將被記錄，通過真實(shí)的載荷分析得到部件的損傷狀態(tài)及剩余壽命。同時(shí)由于疲勞監(jiān)測(cè)系統(tǒng)的存在，在優(yōu)化運(yùn)行 （D）階段可以發(fā)現(xiàn)一些對(duì)疲勞損傷有嚴(yán)重影響的操作，對(duì)這些操作進(jìn)行優(yōu)化處理，以減少容易造成疲勞損傷的運(yùn)行操作［11］。E階段為延壽階段，疲勞監(jiān)測(cè)系統(tǒng)提供真實(shí)瞬態(tài)數(shù)據(jù)和分析結(jié)果為延壽工作提供分析和評(píng)估基礎(chǔ)，在此基礎(chǔ)上合理地將該部件的設(shè)計(jì)壽命40年延壽至60年。最終部件的疲勞壽命曲線為a-b-c-d-e-f。

圖2 采用疲勞監(jiān)測(cè)系統(tǒng)對(duì)核電廠各運(yùn)行階段部件的疲勞使用系數(shù)的影響Fig.2 Theimpactof fatigue usage factor variationduring different operation phase of Nuclear power plan that fatiguemonitor system measured

2 疲勞監(jiān)測(cè)系統(tǒng)

2.l疲勞監(jiān)測(cè)方法

疲勞監(jiān)測(cè)系統(tǒng)從結(jié)構(gòu)上來(lái)說，主要分為兩類［12］：一類是利用核電廠的分布式控制系統(tǒng)（Distributed Control System，簡(jiǎn)稱DCS）的數(shù)據(jù)并開展應(yīng)力和疲勞分析而評(píng)估疲勞使用系數(shù)來(lái)指導(dǎo)運(yùn)行，完成疲勞部件的疲勞狀態(tài)監(jiān)測(cè)和壽命管理；另一類種是采用在部件上安裝熱電偶，測(cè)量熱疲勞高風(fēng)險(xiǎn)區(qū)域的溫度變化，使用專用的疲勞分析程序，對(duì)監(jiān)測(cè)到的實(shí)際的溫度變化進(jìn)行疲勞使用系數(shù)計(jì)算，實(shí)現(xiàn)疲勞狀態(tài)監(jiān)測(cè)，運(yùn)行指導(dǎo)和壽命管理。

對(duì)于第一種結(jié)構(gòu)方式，由于DCS本身的限制，其計(jì)算結(jié)果不能真實(shí)地反映局部高應(yīng)力區(qū)域的計(jì)算結(jié)果。本文采用在部件上安裝熱電偶的監(jiān)測(cè)系統(tǒng)，利用熱電偶局部測(cè)量的優(yōu)越性，則可以取得高風(fēng)險(xiǎn)區(qū)域的管道外壁溫度分布數(shù)據(jù)，并根據(jù)導(dǎo)熱反演程序得到管道內(nèi)壁的溫度，因此，更能準(zhǔn)確地取得承壓部件真實(shí)的工作狀態(tài)和壽命管理的真實(shí)信息。

2.2 實(shí)施步驟

疲勞監(jiān)測(cè)主要是收集和計(jì)算作用在部件上的循環(huán)載荷及周期次數(shù)，從而對(duì)部件的疲勞壽命進(jìn)行預(yù)測(cè)，通過疲勞失效監(jiān)測(cè)，可以對(duì)部件的疲勞敏感區(qū)域進(jìn)行安全性評(píng)估，也可以快速評(píng)估核電廠系統(tǒng)的各種瞬態(tài)。疲勞監(jiān)測(cè)的實(shí)施包括以下五個(gè)步驟：

步驟1：確定核電廠系統(tǒng)運(yùn)行中需要進(jìn)行監(jiān)測(cè)的熱工水力現(xiàn)象；

步驟2：確定核電廠中易發(fā)生疲勞失效的監(jiān)測(cè)部件及監(jiān)測(cè)位置；

步驟3：確定在監(jiān)測(cè)中需要記錄的工程參數(shù)；

步驟4：根據(jù)記錄數(shù)據(jù)等進(jìn)行疲勞累積使用系數(shù)計(jì)算；

步驟5：根據(jù)設(shè)計(jì)數(shù)據(jù)確定部件在實(shí)施疲勞監(jiān)測(cè)之前的疲勞損傷，計(jì)算部件的總疲勞損傷并評(píng)估剩余壽命。

2.3 監(jiān)測(cè)部件及危險(xiǎn)區(qū)域的確定

由于監(jiān)測(cè)的測(cè)點(diǎn)有限，因此疲勞監(jiān)測(cè)系統(tǒng)需要針對(duì)疲勞損耗嚴(yán)重部件上的危險(xiǎn)區(qū)域進(jìn)行監(jiān)測(cè)，危險(xiǎn)區(qū)域選不準(zhǔn)確會(huì)使監(jiān)測(cè)系統(tǒng)失去監(jiān)測(cè)意義，甚至導(dǎo)致錯(cuò)誤的結(jié)論，因此準(zhǔn)確確定監(jiān)測(cè)部件及需要監(jiān)測(cè)的危險(xiǎn)區(qū)域是疲勞監(jiān)測(cè)系統(tǒng)的基礎(chǔ)，確定監(jiān)測(cè)部件，重點(diǎn)考慮圖3［13］所示的選取原則；對(duì)于監(jiān)測(cè)區(qū)域的選擇，重點(diǎn)考慮如下因素：

（1）危險(xiǎn)區(qū)域位于溫度場(chǎng)復(fù)雜區(qū)域；

（2）危險(xiǎn)區(qū)域位于管壁材料較差和管道壁厚較小的區(qū)域；

（3）危險(xiǎn)區(qū)域位于管道彎曲大、壁厚減薄多的區(qū)域；

（4）危險(xiǎn)區(qū)域位于管壁磨損大、腐蝕嚴(yán)重的區(qū)域。

圖3 監(jiān)測(cè)部件選擇Fig.3 Components options for monitoring during operation

根據(jù)以上原則，危險(xiǎn)點(diǎn)的確定還要參考現(xiàn)場(chǎng)安裝、經(jīng)驗(yàn)反饋以及管材規(guī)格等因素。

2.4管壁溫度測(cè)量

由于核電廠承壓部件內(nèi)冷卻劑的交變溫度變化及熱傳導(dǎo)的影響，導(dǎo)致金屬管件內(nèi)外壁溫度不同，熱膨脹量不同，并隨時(shí)間變化，管壁上產(chǎn)生交變的溫差熱應(yīng)力，因此管壁溫度是疲勞分析的基礎(chǔ)，疲勞壽命損耗的監(jiān)測(cè)需要掌握管壁溫度分布情況。由于核電廠結(jié)構(gòu)的安全性要求，危險(xiǎn)點(diǎn)區(qū)域的內(nèi)壁溫度難以測(cè)量，而采用熱電偶測(cè)量外壁溫度較為方便，然后由外壁溫度反演計(jì)算得到內(nèi)壁溫度，這種方法能夠保持管道結(jié)構(gòu)的完整性。本監(jiān)測(cè)系統(tǒng)外壁測(cè)溫的熱電偶測(cè)量的布置形式［14］如圖4所示。對(duì)于直管段和彎頭區(qū)域，通過導(dǎo)熱反演計(jì)算，內(nèi)外壁溫度對(duì)比曲線圖如圖5所示。對(duì)于三通區(qū)域，通過導(dǎo)熱反演計(jì)算內(nèi)外壁溫度的CFD軟件FLUENT模擬和試驗(yàn)的對(duì)比曲線如圖6和圖7所示。

圖4 熱電偶布置形式Fig.4 The thermocouple layout of the fatigue monitor system

圖5 管道內(nèi)外壁溫度變化曲線Fig.5 Temperature curves of pipe inside and outside walls

圖6 三通區(qū)域內(nèi)溫度場(chǎng)CFD模擬與試驗(yàn)?zāi)MFig.6 Temperature simulation by CFD and test in lab for the tee region

2.5疲勞分析

圖7 三通區(qū)域溫度計(jì)算變化CFD模擬與試驗(yàn)對(duì)比曲線Fig.7 The temperature comparing curves of the tee measure point between simulation in CFD and test in lab

核級(jí)管道應(yīng)力集中的峰值位于彎頭、三通、焊縫附近，在確定這些監(jiān)測(cè)高風(fēng)險(xiǎn)區(qū)域處的各種循環(huán)載荷應(yīng)力之后，將應(yīng)力分量疊加，求得最大循環(huán)應(yīng)力幅［15］，引入環(huán)境對(duì)疲勞的影響因子，通過雨流計(jì)數(shù)法確定實(shí)際應(yīng)力循環(huán)次數(shù)，使用Miner線性疊加原理對(duì)承壓部件疲勞壽命損耗量計(jì)算。

2.6疲勞監(jiān)測(cè)系統(tǒng)的應(yīng)用

疲勞監(jiān)測(cè)系統(tǒng)基于客戶端/服務(wù)器型式，將一臺(tái)計(jì)算機(jī)作為后臺(tái)服務(wù)器，通過以太網(wǎng)與其他前臺(tái)監(jiān)測(cè)客戶端相連接。系統(tǒng)網(wǎng)絡(luò)結(jié)構(gòu)如圖8所示，系統(tǒng)的模塊組成如圖9所示。系統(tǒng)定期將現(xiàn)場(chǎng)監(jiān)測(cè)位置處熱電偶的監(jiān)測(cè)數(shù)據(jù)存儲(chǔ)于數(shù)據(jù)庫(kù)中，按照老化管理的要求，后臺(tái)服務(wù)器定期調(diào)取溫度等數(shù)據(jù)計(jì)算監(jiān)測(cè)部件的壽命損耗和總壽命損耗量并將計(jì)算的結(jié)果存儲(chǔ)于數(shù)據(jù)庫(kù)中。數(shù)據(jù)庫(kù)中保存有大量定期計(jì)算的中間結(jié)果，用戶可以通過選擇相應(yīng)的時(shí)段和數(shù)據(jù)顯示內(nèi)容及形式，訪問數(shù)據(jù)庫(kù)，查詢部件在固定時(shí)段間的壽命損耗值，并對(duì)造成疲勞損耗的影響原因進(jìn)行分析。

圖8 疲勞監(jiān)測(cè)系統(tǒng)網(wǎng)絡(luò)結(jié)構(gòu)圖Fig.8 Fatigue monitor system network

圖9 疲勞監(jiān)測(cè)系統(tǒng)內(nèi)部結(jié)構(gòu)圖Fig.9 Fatigue monitoring system internal modules

3 結(jié)語(yǔ)

本文闡述了疲勞監(jiān)測(cè)系統(tǒng)在老化管理及延壽工作中的作用，采用疲勞監(jiān)測(cè)系統(tǒng)實(shí)現(xiàn)了對(duì)核電廠老化關(guān)鍵部件及疲勞危險(xiǎn)區(qū)域進(jìn)行疲勞監(jiān)測(cè)和疲勞壽命管理。疲勞監(jiān)測(cè)系統(tǒng)能夠長(zhǎng)期保存計(jì)算數(shù)據(jù)，存儲(chǔ)熱疲勞危險(xiǎn)區(qū)域在運(yùn)行過程中的監(jiān)測(cè)數(shù)據(jù)及疲勞老化的分析結(jié)果，可為核電廠關(guān)鍵部件的老化狀態(tài)及壽命管理提供數(shù)據(jù)依據(jù)，為延壽工作提供技術(shù)支持。

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Applicationof the Fatigue Monitor Systemin NPP's Aging Management and Life extension

MENG Ajun，LIU Lang，LING Jun，LIU Hongtao，ZHANG Guihe
（Shenzhen China Nuclear Power Design Co．，Ltd．，Shenzhen 518045，China）

Nuclear Power Plant（NPP）'s primary pipe thermal fatigue failure is one of primary form of NPPs metal components failure，it's also one of the key points of NPPs aging management and life extension．These papers uses the fatigue monitor system to get the pipe temperature data，record the procedure of real thermal impact，to evaluate the pipe thermal fatigue state，actualizethe thermal fatigue agingmanagementofnuclearimportantpipes，and finally provide supporting evidence forNPPs life extension．

fatigue monitor system；aging management；life extension；thermal fatigue

TL353

：A

：1672-5360（2016）04-0048-04

2016-06-12

2016-07-23

中廣核工程設(shè)計(jì)有限公司科研課題 “核電站延壽法規(guī)體系研究”，項(xiàng)目編號(hào)K-B2015．052．SJ

孟阿軍 （1983—），安徽蚌埠人，工程師，碩士，現(xiàn)主要從事核島系統(tǒng)力學(xué)分析工作