基于老化機(jī)理的核電廠機(jī)械貫穿件檢查和試驗(yàn)技術(shù)

王震亞,湯國祥,謝圣華

(國核電站運(yùn)行服務(wù)技術(shù)有限公司，上海 200233)

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基于老化機(jī)理的核電廠機(jī)械貫穿件檢查和試驗(yàn)技術(shù)

王震亞,湯國祥,謝圣華

(國核電站運(yùn)行服務(wù)技術(shù)有限公司，上海 200233)

對AP1000核電廠機(jī)械貫穿件的老化機(jī)理及其影響進(jìn)行了分析。發(fā)現(xiàn)老化機(jī)理包括：全面腐蝕、點(diǎn)蝕和縫隙腐蝕導(dǎo)致材料損失，循環(huán)載荷導(dǎo)致開裂及累計(jì)疲勞損傷，人員閘門鎖、鉸鏈、蓋板機(jī)械結(jié)構(gòu)磨損與墊圈磨損等導(dǎo)致密封性降低和螺栓連接件自松動(dòng)導(dǎo)致預(yù)載荷損失。針對上述老化機(jī)理建立了以基于ASME第XI卷的安全殼在役檢查技術(shù)和10CFR50附錄J的安全殼泄漏率試驗(yàn)技術(shù)為主的有效監(jiān)測方法。

機(jī)械貫穿件；老化機(jī)理；檢查；試驗(yàn)

核電廠貫穿件既保證了反應(yīng)堆廠房和其他廠房在正常和各種事故狀態(tài)下管道和電氣信號的連續(xù)性和可靠性，又維持了反應(yīng)堆廠房的完整性和密封性，防止放射性物質(zhì)的外泄。因此，貫穿件對核電廠的安全、穩(wěn)定運(yùn)行擔(dān)負(fù)著重要的作用，是核電廠安全運(yùn)行的重要保障之一[1]。

國內(nèi)外曾發(fā)生多起機(jī)械貫穿件老化事件，如點(diǎn)蝕和應(yīng)力腐蝕開裂的事件，以及由于密封材料不合格、老化或安裝缺陷造成的貫穿件密封性試驗(yàn)不合格[2-7]。此外，對于尚處于建造階段的AP1000機(jī)組，提前建立包含機(jī)械貫穿件的老化管理大綱，將確保對老化大綱中所確立的易降質(zhì)區(qū)域?qū)嵤└嗅槍π缘谋O(jiān)測，從而確保其在整個(gè)壽期內(nèi)始終能夠滿足設(shè)計(jì)要求。

本工作以AP1000機(jī)組的機(jī)械貫穿件為研究對象，對其特征進(jìn)行描述，并對其敏感部件的老化機(jī)理及影響進(jìn)行了分析，最后提出了基于老化機(jī)理的有效監(jiān)測方法。

1　機(jī)械貫穿件特征

AP1000機(jī)組的安全殼為雙層結(jié)構(gòu)，內(nèi)層為密閉的圓柱形鋼制容器，外層為鋼筋混凝土屏蔽構(gòu)筑物，包圍在鋼制容器外部且與鋼制容器共用一個(gè)基礎(chǔ)底板。安全殼雙層結(jié)構(gòu)間存在一環(huán)形區(qū)域(接觸大氣)，該環(huán)形區(qū)域可分為下部環(huán)形區(qū)(標(biāo)高30.5 m以下)、中部環(huán)形區(qū)(標(biāo)高30.5～40.3 m)及上部環(huán)形區(qū)(標(biāo)高40.3 m以上)。上部環(huán)形區(qū)域，直接暴露在外界大氣中，在上部環(huán)形區(qū)和中部環(huán)形區(qū)之間設(shè)置了密封圈，以防止水氣進(jìn)入中部環(huán)形區(qū)。貫穿件集中布置在中部環(huán)形區(qū)。

AP1000機(jī)組的機(jī)械貫穿件根據(jù)ASME BVPC第III卷NE分卷建造，為MC級部件[8]。安全殼的內(nèi)層約有 46個(gè)機(jī)械貫穿件，包括41個(gè)管道貫穿件(3個(gè)備用)、1個(gè)燃料運(yùn)輸通道、2個(gè)設(shè)備閘門和2個(gè)人員閘門[1]。各貫穿件所采用的主要材料如表1所示，其中管道貫穿件以主蒸汽和主給水貫穿件為例。

表1　機(jī)械貫穿件材料Tab. 1　Materials of mechanical penetration assembly

正常工況下，安全殼鋼制容器內(nèi)空氣的平均溫度在10～49 ℃。內(nèi)部為室內(nèi)非受控空氣和輻射，外部為室外空氣。

1.1管道貫穿件

一個(gè)典型的管道貫穿件主要組成包括：封頭、保護(hù)套管、安全殼套管、插入板等。由于貫穿件結(jié)構(gòu)形式多樣，本工作進(jìn)以主蒸汽和主給水貫穿件為例，其結(jié)構(gòu)如圖1所示。主蒸汽和主給水貫穿件分別貫穿鋼制安全殼和屏蔽廠房。封頭和工藝管道為一體鍛造結(jié)構(gòu)。保護(hù)套管用以防止安全殼環(huán)形套筒的超壓。雙層波紋管安裝于封頭和安全殼套管之間，用以減小作用在安全殼容器上的管道荷載。波紋管能夠適應(yīng)管道與安全殼之間的軸向和側(cè)向位移。該位移包括電廠運(yùn)行時(shí)的主蒸汽和主給水的熱膨脹、地震時(shí)的相對位移以及安全殼事故和試驗(yàn)工況。

1.2燃料運(yùn)輸通道

燃料運(yùn)輸通道主要用于安全殼內(nèi)換料水池和輔助廠房燃料操作區(qū)間的燃料運(yùn)輸，由輔助廠房側(cè)的閘閥、安全殼廠房側(cè)的雙氣密快開運(yùn)輸管道盲板，以及燃料運(yùn)輸管道所組成。燃料運(yùn)輸管道筒體由兩個(gè)膨脹節(jié)組件，分別位于乏燃料水池側(cè)和反應(yīng)堆水池側(cè)。當(dāng)燃料運(yùn)輸管道和堆腔充水時(shí)，為了維持燃料運(yùn)輸管道和安全殼貫穿件套管間承壓焊縫周圍的干燥，兩個(gè)膨脹節(jié)起到水密封的作用，并且可以適應(yīng)安全殼、安全殼內(nèi)部結(jié)構(gòu)以及輔助廠房間的相對位移。

1.3人員閘門

人員閘門是反應(yīng)堆停堆換料和運(yùn)行期間，操作、維修人員進(jìn)出安全殼的通道，同時(shí)還可用于某些小型設(shè)備、工具和儀表等的運(yùn)送。在事故工況下，可作為人員緊急撤離的出口。在安全殼進(jìn)行密封性試驗(yàn)和強(qiáng)度試驗(yàn)時(shí)，宜作為增壓/減壓艙。

安全殼人員閘門主要包括筒形殼體、內(nèi)外艙面板、兩扇密封門(含密封圈)、轉(zhuǎn)動(dòng)裝置、聯(lián)鎖裝置等各種部件。

1.4設(shè)備閘門

設(shè)備閘門在核電廠建造和停堆換料期間，是反應(yīng)堆廠房內(nèi)大型設(shè)備的進(jìn)出通道。在電廠運(yùn)行期間和事故狀態(tài)下，設(shè)備閘門處于關(guān)閉狀態(tài)，防止放射性物質(zhì)外泄。設(shè)備閘門分別毗鄰于兩個(gè)人員閘門，并承受和支撐安全殼的作用。設(shè)備閘門由設(shè)備閘門蓋板，閘門貫穿件套筒，插入板，活節(jié)螺栓螺母，活節(jié)螺栓支架，設(shè)備閘門密封圈等組成。

2　老化機(jī)理及影響分析

確定老化機(jī)理是機(jī)械貫穿件老化管理工作的重要環(huán)節(jié)，只有確定老化機(jī)理，才能有針對性地實(shí)施監(jiān)測，進(jìn)行運(yùn)行階段老化控制及評估。通過對AP1000核電廠機(jī)械貫穿件的結(jié)構(gòu)、材料及運(yùn)行工況的分析，并主要參照西屋公司設(shè)計(jì)的壓水堆機(jī)組相似安全殼結(jié)構(gòu)部件的老化機(jī)理，效應(yīng)和管理措施，以及美國核管理委員會(huì)(NRC)文件NUREG-1801“Generic Aging Lessons Learned (GALL) Report”[9]，美國相應(yīng)的經(jīng)驗(yàn)反饋，包括NRC相關(guān)信息公告[3-6]，電廠可靠性數(shù)據(jù)系統(tǒng)資料(NPRDS)和執(zhí)照事件報(bào)告(LER)中的相關(guān)經(jīng)驗(yàn)反饋，輔助參考了IAEA-TECDOC-1025[10]以及國內(nèi)電廠的一些經(jīng)驗(yàn)反饋的總結(jié)[2,7]，來確定適用于AP1000機(jī)械貫穿件的潛在老化部件、老化機(jī)理、老化效應(yīng)及監(jiān)測技術(shù)(如表2所示)。

表2　AP1000機(jī)械貫穿件的老化機(jī)理、影響分析及監(jiān)測技術(shù)Tab. 2　Aging mechanisms, aging effects and monitoring techniques of AP1000 mechanical penetration assembly

2.1腐蝕

貫穿件腐蝕主要由于大氣中氧、水分及其他雜質(zhì)的作用引起。安全殼內(nèi)的環(huán)境為高溫、高濕，當(dāng)貫穿件的涂層因某種原因(如維修)被局部破壞，或者涂層厚度未達(dá)到規(guī)定，極易引發(fā)腐蝕。施工時(shí)除銹、防銹不好，而鋼材和銹層具有不同的電位，一旦出現(xiàn)銹層，會(huì)加速腐蝕。美國核管理委員會(huì)信息通告發(fā)布機(jī)械貫穿件、鋼制安全殼表面曾遭受多次全面腐蝕、點(diǎn)蝕和縫隙腐蝕事件[3-6]。

目前AP1000機(jī)組均位于沿海，會(huì)受到CO2和氯離子含量很高的海風(fēng)侵蝕，機(jī)械貫穿件存在氯離子腐蝕的風(fēng)險(xiǎn)，并且由于部分貫穿件與安全殼鋼制結(jié)構(gòu)的材料不同，存在自然電位差，容易形成腐蝕,從而導(dǎo)致材料減薄。

國內(nèi)在運(yùn)壓水堆核電站均采用混凝土安全殼，貫穿件在安全殼上的分布位置分散，各區(qū)域環(huán)境差異較大，部分貫穿件裸露于外界環(huán)境，更容易受到雨水的侵蝕和大氣中氯離子的腐蝕[7]。而AP1000貫穿件集中布置在中部環(huán)形區(qū)內(nèi)，由于密封圈的作用，使中部環(huán)形區(qū)與外界隔離，因此所有貫穿件均位于室內(nèi)，受到腐蝕的可能性相對降低。此外，除了燃料運(yùn)輸通道，其他機(jī)械貫穿件均不存在硼酸水腐蝕的可能性。

美國的Quad Cities 1、2號機(jī)組和Dresden 3號機(jī)組貫穿件波紋管都曾發(fā)生過應(yīng)力腐蝕開裂引起貫穿件局部泄漏。奧氏體不銹鋼在特定的腐蝕環(huán)境中(高溫、潮濕或含少量氯化物或氟化物或硫酸鹽的環(huán)境)易發(fā)生SCC。然而，在低于60 ℃的情況下，奧氏體不銹鋼很難發(fā)生SCC[9]。AP1000正常運(yùn)行工況下安全殼內(nèi)外的最高溫度分別為 49 ℃和46 ℃，且管道貫穿件中套筒和波紋管均不涉及腐蝕環(huán)境，因此無需對該機(jī)理實(shí)施管理。燃料運(yùn)輸通道在換料大修期間，部分部件處于一次側(cè)含硼水淹的工況，但AP1000化學(xué)手冊明確對易引起SCC的污染物實(shí)施了有效控制，且運(yùn)行工況低于60 ℃，因此也不易發(fā)生SCC。

2.2疲勞

管道貫穿件(不含備用貫穿件)的疲勞損傷主要由循環(huán)載荷所致。循環(huán)載荷主要由系統(tǒng)升溫和降溫以及流體溫度大幅度變化導(dǎo)致。

易受疲勞影響的貫穿件部件主要位于應(yīng)力增強(qiáng)系數(shù)大且結(jié)構(gòu)不連續(xù)的部位。滿足該條件的部件包括管道貫穿件波紋管、焊接在鋼制安全殼殼體上的套筒，及異種金屬焊縫。在設(shè)計(jì)階段，已經(jīng)考慮了這些部件抵抗循環(huán)載荷的能力，但是當(dāng)其他老化機(jī)理同時(shí)作用于這些部件時(shí)，則將增大疲勞損傷發(fā)生的概率，如由腐蝕導(dǎo)致材料損失，從而增強(qiáng)了平均應(yīng)力，或由于機(jī)加工導(dǎo)致的損傷造成該區(qū)域出現(xiàn)表面裂紋。該機(jī)理主要采用疲勞分析與在役檢查相結(jié)合的方法監(jiān)測。

2.3機(jī)械磨損

人員閘門的鎖、鉸鏈、蓋板等機(jī)械結(jié)構(gòu)的開關(guān)是導(dǎo)致磨損的主要因素。而機(jī)械貫穿件上密封、墊圈的磨損、損壞、侵蝕、撕裂、表面開裂，主要通過局部泄漏率試驗(yàn)實(shí)施監(jiān)測。

3　安全殼在役檢查

3.1檢驗(yàn)范圍和計(jì)劃

由于AP1000機(jī)組采用非能動(dòng)安全系統(tǒng)，與二代和二代加壓水堆電廠相比，包含更少的系統(tǒng)和部件，故貫穿件的數(shù)量減少。如國內(nèi)某核電廠各類貫穿件總計(jì)284個(gè)，其中機(jī)械貫穿件101個(gè)；而AP1000機(jī)組的相應(yīng)數(shù)量分別為75個(gè)和46個(gè)。此外，在貫穿件的設(shè)計(jì)和制造過程中，充分考慮了運(yùn)行階段檢查和試驗(yàn)的情況。如封頭與工藝管道采取一體化鍛造技術(shù)，減少相應(yīng)的受檢焊縫，因此大幅減少了檢查和試驗(yàn)的工作量，縮短了工期。大多數(shù)機(jī)械貫穿件，包括存在潛在老化影響的部件，如套筒、波紋管等均處于人員檢查和試驗(yàn)的可達(dá)區(qū)域。主蒸汽和主給水波紋管外表面如需受檢，僅需移除相應(yīng)的蓋板即可達(dá)，而運(yùn)行階段，則用于保護(hù)波紋管，如圖1所示。

作為安全殼承壓邊界的一部分，AP1000機(jī)械貫穿件的在役檢查必須滿足ASME第XI卷IWE分卷的要求[11]。

檢驗(yàn)范圍包括MC級部件、零件和附件所有可接近的內(nèi)外表面。下列項(xiàng)目應(yīng)包括在受檢范圍之內(nèi)，安全殼結(jié)構(gòu)和承壓邊界的焊縫表面，如封頭和波紋管與貫穿件連接的密封環(huán)焊縫，承壓螺栓連接件，包括螺栓、螺母、襯套、墊圈等。此外，根據(jù)AP1000機(jī)組特定的老化機(jī)理分析結(jié)果，即那些易降質(zhì)區(qū)域，如套管、波紋管表面，也將重點(diǎn)檢驗(yàn)。機(jī)械貫穿件的檢查計(jì)劃如表3所示。表3中，VT-G指全面目視檢驗(yàn)；VT-1指詳細(xì)目視檢驗(yàn)；TM指超聲測厚。

3.2驗(yàn)收準(zhǔn)則

機(jī)械貫穿件在役檢查的驗(yàn)收準(zhǔn)則如下：

(1) 可接近的表面(E-A)

如果受檢區(qū)域不存在超過由業(yè)主規(guī)定的目視檢驗(yàn)驗(yàn)收準(zhǔn)則的破損或劣化狀況，則該區(qū)域可予驗(yàn)收。當(dāng)檢查結(jié)果不滿足驗(yàn)收準(zhǔn)則時(shí)，將根據(jù)檢驗(yàn)類別E-C實(shí)施增強(qiáng)性檢查。

表3　機(jī)械貫穿件的檢查計(jì)劃Tab. 1　Inspection schedule of mechanical penetration assembly

(2) 螺栓連接件(E-G)

非軸向裂紋長度大于6 mm，或軸向裂紋長度大于25 mm；螺栓、雙頭螺栓或螺母螺紋區(qū)，多于一圈螺紋發(fā)生變形或被剪切；局部全面腐蝕導(dǎo)致螺栓或雙頭螺栓橫截面縮減5%以上；損害螺栓件裝拆的螺栓彎曲、扭曲和變形；螺栓、雙頭螺栓、螺母或墊片發(fā)生松動(dòng)或脫落；螺栓、雙頭螺栓或螺母斷裂；螺栓表面保護(hù)涂層已劣化；螺紋附近出現(xiàn)冷卻劑泄漏痕跡。

(3) 增強(qiáng)檢驗(yàn)的區(qū)域(E-C)

VT-1的驗(yàn)收準(zhǔn)則:承壓部件腐蝕和沖蝕超過導(dǎo)致超過10%的公稱壁厚的減?。涣慵l(fā)生松動(dòng)、遺失、開裂或脫落；結(jié)構(gòu)變形或位移導(dǎo)致部件功能受到損害。TM的驗(yàn)收準(zhǔn)則:局部區(qū)域的材料損失超過10%公稱壁厚，或在下次檢驗(yàn)之前局部區(qū)域材料損失超過10%公稱壁厚。

4　安全殼泄漏率試驗(yàn)

安全殼泄漏率試驗(yàn)用來評價(jià)核反應(yīng)堆在失水事故(LOCA)狀態(tài)下安全殼內(nèi)氣體和其他流體的泄漏量。國內(nèi)其他電廠主要采用RCC-G中《安全殼泄漏率及強(qiáng)度試驗(yàn)》實(shí)施試驗(yàn)，而AP1000機(jī)組主要參照10CFR 50附錄J和ANSI/ANS-56.8標(biāo)準(zhǔn)實(shí)施試驗(yàn)。附錄J提供了A、B兩種選項(xiàng)。選項(xiàng)A要求電廠定期進(jìn)行安全殼泄漏率試驗(yàn)；選項(xiàng)B試驗(yàn)間隔根據(jù)安全殼性能表現(xiàn)調(diào)整。

安全殼泄漏率試驗(yàn)分為A、B、C三類。A類試驗(yàn)：安全殼整體泄漏率試驗(yàn)；B類試驗(yàn)：安全殼貫穿件泄漏率試驗(yàn)；C類試驗(yàn)：安全殼隔離閥泄漏率試驗(yàn)。

B類試驗(yàn)可有效探測機(jī)械貫穿件承壓邊界及墊圈和密封的老化。試驗(yàn)部位包括貫穿件的承壓邊界或限制泄漏的邊界，主要針對彈性密封、襯墊和膨脹波紋管的聯(lián)合特性，使用空氣或氮?dú)鈱⑿孤┻吔缂訅旱阶畲笫鹿史逯祲毫?，并對壓降與泄漏率進(jìn)行測量。AP1000機(jī)組的機(jī)械貫穿件B類試驗(yàn)的試驗(yàn)計(jì)劃見表4。

表4　機(jī)械貫穿件B類試驗(yàn)的試驗(yàn)計(jì)劃Tab. 4　Type B testing schedule of mechanical penetration assembly

5　結(jié)論

(1) 機(jī)械貫穿件的主要老化機(jī)理及造成的影響包括：全面腐蝕、點(diǎn)蝕和縫隙腐蝕導(dǎo)致材料損失，循環(huán)載荷導(dǎo)致開裂及累計(jì)疲勞損傷，人員閘門鎖、鉸鏈、蓋板等機(jī)械結(jié)構(gòu)磨損和墊圈磨損等導(dǎo)致密封性降低，以及螺栓連接件自松動(dòng)導(dǎo)致預(yù)載荷損失。

(2) 將老化分析結(jié)果，聯(lián)合ASME規(guī)范第XI卷所確定的安全殼在役檢查大綱、10CFR50附錄J確定的安全殼泄漏率試驗(yàn)大綱，可更針對性地對機(jī)械貫穿件進(jìn)行監(jiān)測。

(3) 以上工作將有利于AP1000安全殼老化大綱的建立，并適用于定期安全評審。

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[11]ASME BPVC Section XI-2013Rules for in-service inspection of nuclear power plant components[S]．

Inspection and Test Techniques of Based Mechanical Penetration Assembly in Nuclear Power Plant on Aging Mechanisms

WANG Zhen-ya, TANG Guo-xiang, XIE Sheng-hua

(State Nuclear Power Plant Service Company, Shanghai 200233, China)

Aging mechanisms of mechanical penetration assembly in AP1000 nuclear power plant and their effects are analyzed. The aging mechanisms include loss of material due to general corrosion, pitting and crevice corrosion, cracking and cumulative fatigue damage due to stress corrosion cracking or cyclic loading, loss of leak tightness due to mechanical wear of locks, hinges and closure mechanisms of airlocks and leakage due to deterioration of gaskets, and loss of preload due to self-loosening of bolting. It is pointed out that in-service inspection meeting the requirements of ASME section XI and leakage rate test techniques meeting the requirements of 10CFR50 appendix J can be effective in detecting these types of degradation.

mechanical penetration assembly; aging mechanism; inspection; testing

10.11973/fsyfh-201606016

2015-09-02

國家科技重大專項(xiàng)(2015ZX06002005)

王震亞(1983-)，工程師，碩士，從事核電廠腐蝕防護(hù)與在役檢查技術(shù)研究，18930176860，wangzy@snpsc.com

TG174

A

1005-748X(2016)06-0508-05