核電站一回路輔助管道熱疲勞機理分析與FAMOS監(jiān)測系統(tǒng)介紹

羅志峰+關(guān)銀柏

摘 要：為防止熱疲勞造成的損傷，世界各國在核電站的設(shè)計標(biāo)準(zhǔn)中均制定有關(guān)熱疲勞規(guī)定，要求設(shè)備在役期間不能超過部件材料的疲勞極限，但由于設(shè)備或管道受到設(shè)計預(yù)想之外的熱疲勞工況及材料自身老化作用等因素，造成設(shè)備損傷從而影響其可靠運行。本文根據(jù)業(yè)界經(jīng)驗反饋及研究成果，分析了一回路輔助管道熱疲勞失效機理及其表現(xiàn)形式，介紹了熱疲勞問題的緩解措施及FAMOS監(jiān)測的測點分布與評估模塊。

關(guān)鍵詞：核電站；一回路輔助管道；熱疲勞；FAMOS

1、引言

截至目前，世界范圍內(nèi)已經(jīng)發(fā)生了一系列反應(yīng)堆冷卻劑輔助管道（安注系統(tǒng)、余熱排出系統(tǒng)、化容控系統(tǒng)等）與熱疲勞相關(guān)的事件，隨著核電站服役時間的延長，由材料老化導(dǎo)致的裂紋、冷卻劑泄漏等事件發(fā)生的概率將大為增加。美國核管委會（NRC）就管道熱疲勞事件相繼發(fā)布88-08、88-11[1-2]等公告，要求許可證持有者開展相關(guān)的調(diào)查行動，以確保電廠的安全運行。

2、熱疲勞機理分析[3-5]

熱疲勞是指材料在由溫度循環(huán)變化時產(chǎn)生的循環(huán)熱應(yīng)力及熱應(yīng)變作用下發(fā)生的疲勞。一回路輔助管道是指與主管道相連的管道及與主管道直接相關(guān)的輔助系統(tǒng)的管道，其功能為反應(yīng)堆冷卻劑提供流道，并在非正常和事故工況下起緩解作用，對于維持一回路管道的結(jié)構(gòu)完整性及核電站的安全經(jīng)濟運行至關(guān)重要。

熱疲勞的影響因素：流體溫度、投運時間、管線布置、管線材質(zhì)等。一回路輔助管道熱疲勞現(xiàn)象的表現(xiàn)形式分為熱分層、熱沖擊、熱波紋、湍流滲入、冷熱混流。

熱分層（Thermal Stratification）：位于管道內(nèi)的介質(zhì)，當(dāng)其內(nèi)部受熱不均勻時，熱的、輕的介質(zhì)停留在冷的、較重的介質(zhì)上面，形成具有一定溫度梯度的流體分層，并在管道橫截面上產(chǎn)生非線性的溫度梯度：上部熱的區(qū)域承受軸向壓應(yīng)力、下部冷的區(qū)域承受拉應(yīng)力，熱分層使管道產(chǎn)生較大的彎曲變形（見圖1）。

熱波紋（Thermal Striping）：在熱分層界面區(qū)域，在流體流速比較高或非常緩慢情況下，流動流體的擾動作用引起熱-冷介質(zhì)分界面的劇烈波動，并使管道內(nèi)表面產(chǎn)生局部熱瞬態(tài)，這種現(xiàn)象稱之為熱波紋（見圖2）。

熱沖擊（Thermal Shock）：當(dāng)冷的流體（或熱的流體）往復(fù)于管道或管嘴時（見圖3），會在其內(nèi)部產(chǎn)生交變熱應(yīng)力，此現(xiàn)象稱之為熱沖擊。

湍流滲入熱循環(huán)（Turbulent Penetration Thermal Cycling）：主管道內(nèi)流體的流動作用引起支管道內(nèi)流體的擾動現(xiàn)象，稱之為“湍流滲入”；由于機組工況的變化，“湍流滲入”的長度會在某值附近做周期性變化，從而引起該區(qū)域熱、冷流體分界面周期性移動，形成“湍流滲入熱循環(huán)”；該現(xiàn)象出現(xiàn)在與主管相連支管的非隔滯留流體的尾部區(qū)域，見圖4。

冷熱混流（Mixing Flow）：低溫介質(zhì)與高溫介質(zhì)在某區(qū)域交替接觸，產(chǎn)生混合的現(xiàn)象（見圖5）。該現(xiàn)象多發(fā)于T型管道結(jié)構(gòu)件內(nèi)，失效部位常位于距T型連接件的下游區(qū)域，此現(xiàn)象的典型特點是無法用常規(guī)的熱電偶裝置進行監(jiān)控。

3、熱疲勞的緩解措施[6]

為緩解或避免熱疲勞對一回路輔助管道的影響，業(yè)界推薦了一系列措施以減弱或緩解熱疲勞影響，主要包括：運行控制、管道改造、維修措施及熱疲勞在線監(jiān)測等。

（1）運行控制：通過改變電廠運行規(guī)程，減弱或緩解熱疲勞影響，如安排上充管線和備用上充管線都投運等。

（2）改造措施：在熱疲勞失效的高潛在風(fēng)險區(qū)考慮使用這些措施，改造措施主要包括：增設(shè)壓力控制系統(tǒng)，增設(shè)管道保溫措施，增加、刪除、替換閥門、調(diào)整閥門內(nèi)部構(gòu)件、重新布置閥門位置，更改管道的空間布局，優(yōu)化管道材料，調(diào)整管道支撐位置等。

（3）維修措施：通過永久性的改造來緩解熱疲勞固然好，但是需要從成本和安全方面的考慮。通常，通過優(yōu)化維修活動，以確保隔離閥的泄漏完整性，也可達到緩解熱疲勞影響的目的。維修措施主要包括：檢查閥門泄漏、閥桿密封泄漏、隔離閥座泄漏、管道支撐維修等。

（4）熱疲勞在線監(jiān)測系統(tǒng)：增設(shè)溫度監(jiān)測系統(tǒng)，可獲得現(xiàn)場實一回路輔助管道熱疲勞敏感管段的實際運行數(shù)據(jù)，為熱疲勞評估、運行控制優(yōu)化等提供最可靠、最直接的數(shù)據(jù)。

4、FAMOS（Fatigue Monitoring System）在線監(jiān)測系統(tǒng)[7]

FAMOS系統(tǒng)是目前世界應(yīng)用最廣泛的熱疲勞在線監(jiān)測手段之一（已在20座核電廠得以應(yīng)用），且在EPR機組中，其已發(fā)展成為獨立的核電系統(tǒng)。該監(jiān)測系統(tǒng)可以在電廠運行過程中對主回路相關(guān)疲勞敏感區(qū)域的熱負荷變化進行實時的數(shù)據(jù)采集和記錄，采用相應(yīng)的手段對電廠的疲勞瞬變及熱負荷進行有效控制，跟蹤和評估電廠的運行狀態(tài)，對電廠的設(shè)備老化及壽期管理具有重要支持作用。

（1）FAMOS在線測點分布

為精確的獲取熱沖擊或熱分層等工況監(jiān)測數(shù)據(jù)，在管道同一測量部位上布置2、7或8個熱電偶組成的測量片為溫度傳感器，以獲取溫度參數(shù)的采集與顯示，每個電廠一般有20-50個測量部位。臺山核電站FAMOS系統(tǒng)有170個熱電偶、分布于37個測量部位：主回路測量部位3個、波動管線測量部位6個、噴淋管線測量部位7個、化容控制管線測量部位6個、安注管線測量部位5個、給水系統(tǒng)測量部位4個、輔助給水測量部位6個（見圖6）。

（2）FAMOS系統(tǒng)評估模塊

FAMOS系統(tǒng)通過數(shù)據(jù)采集，獲得現(xiàn)場實際運行數(shù)據(jù)，利用其開發(fā)的評估模塊，計算出不同響應(yīng)速度、不同計算精度的疲勞損傷。FAMOS系統(tǒng)的評估模塊如下：

（a）基于事件的疲勞評估EBF模塊（Event-Based Fatigue），該模塊的評估原理：將機組實際發(fā)生事件數(shù)目與機組運行設(shè)計事件數(shù)目進行對比，以評估疲勞損傷程度，如機組實際升溫次數(shù)與機組設(shè)計升溫次數(shù)，精度比較低。

（b）基于循環(huán)的疲勞評估CBF模塊（Cycle-Based Fatigue），CBF模塊包含兩個子模塊：基于載荷的CBLC 模塊（Cycle-Based Load Counting）和基于應(yīng)力的SSBF模塊 （Simplified Stress-Based Fatigue）。CBLC 模塊統(tǒng)計不同溫度范圍的真實數(shù)目（壓力循環(huán)），分析其是否與疲勞相關(guān)以及是否需要進一步分析，計算精度較EBF模塊高；SSBF模塊采用雨流法將溫度范圍進行分類，然后計算各類的應(yīng)力水平，最后根據(jù)設(shè)計疲勞曲線計算疲勞使用因子，計算精度較CBLC 模塊。

（c）基于應(yīng)力的疲勞評價SBF模塊（Stress-Based Fatigue），分析計算時考慮溫度、壓力等所有因素，利用有限元分析等，采用離線分析，周期較長，計算精度最高。

5、結(jié)論

本文對核電站一回路輔助管道熱疲勞機理、緩解措施進行分析，并介紹國外常用熱疲勞監(jiān)測系統(tǒng)FAMOS，主要結(jié)論如下：

（1）一回路輔助管道熱疲勞失效機理表現(xiàn)包括熱分層、熱沖擊、熱波紋、湍流滲入與冷熱混流；

（2）一回路輔助管道熱疲勞問題業(yè)界常用的措施有運行控制、管道改造、維修措施及熱疲勞在線監(jiān)測系統(tǒng)等；

（3） FAMOS系統(tǒng)主要包括基于事件的疲勞評估EBF模塊、基于循環(huán)的疲勞評估CBF模塊、基于應(yīng)力的疲勞評價SBF模塊，臺山核電站FAMOS系統(tǒng)37個測量部位共計170個熱電偶。

參考文獻

[1] NRC Bulletin 88-08， Thermal Stresses in Piping Connected to Reactor Coolant Systems. US NRC.1988

[2] NRC Bulletin 88-11，Pressurizer Surge Line Thermal Stratification. US NRC，1988.

[3] EPRI TR-103581， Thermal Stratification， Cycling and Striping （TASCS）， EPRI， Palo Alto， CA： March 1994.

[4] K.-J. Metzner & U. Wilke， European THERFAT project - thermal fatigue evaluation of piping system “Tee”-connections， Nuclear Engineering & Design， Vol.235， Issues 2-4 ， 2005， 473-484.

[5] IAEA-TECDOC-1361， Assessment and management of ageing of major nuclear power plant components important to safety - primary piping in PWRs， IAEA， July 2003.

[6] EPRI-1001017，Mitigation of Thermal Fatigue in Unisolable Piping Connected to PWR Reactor Coolant Systems（MRP-29）

[7] Wilhelm K and Christian P， Chapter 153 Fatigue Monitoring in Nuclear Power Plants13， Encyclopedia of Structural Health Monitoring. ISBN： 978-0-470-05822-0.

作者簡介：

羅志峰，1982.01，男，河南開封人，工程師，畢業(yè)于西安交通大學(xué)材料學(xué)專業(yè)，主要從事核電廠設(shè)備壽命評估與理化檢驗工作，發(fā)表論文3篇，獲模擬核電廠管道熱疲勞現(xiàn)象的試驗臺架等專利3項.

關(guān)銀柏，1985.12，男，湖北孝感人，助理工程師，畢業(yè)于中南大學(xué)機械設(shè)計制造及其自動化專業(yè)，主要從事核電廠老化和壽命管理工作。