秦山二期RRA余排入口死管段效應分析及對策

朱益東

(中核核電運行管理有限公司二廠，浙江海鹽 314300)

核電廠投入商運以后，各種設備的老化問題也逐步顯露出來。在不斷提高運行和維修水平的同時，如何做好設備的可靠性管理，避免因設備的老化問題影響電廠的安全穩定運行，是需要進一步關注和提高的研究方向。

“死管段現象”是目前困擾核電廠的一個重大難題，也是影響相關設備壽命的最主要因素(梁漢生等，2005)。RRA余排入口管道就屬于“死管段”之一。該現象已經多次在國內外同類型電廠中出現問題，導致閥門閥座產生腐蝕，影響閥門的密封性。如不及時發現、及時處理，將會破壞一回路壓力邊界的完整性，產生放射性物質泄漏的重大安全風險。本文通過分析死管段產生機理，并結合秦山二期4臺機組實際改造經驗，為今后其它電站設計及技術改造提供參考。

1 “死管段”現象及機理

核電廠運行管道中，存在一些與一回路相連但在機組正常運行時其內流體不流動的管段。當一回路升溫升壓或升功率運行過程中，這些管道內的靜止流體被一回路加熱產生熱分層或汽化，最終導致管道內壁和閥門部件腐蝕，這些管道被稱為死管段。RRA余排進口管道(即 RCP212VP和RRA001VP之間、RCP215VP和RRA021VP之間)就屬于“死管段”之一。RRA入口管線死管段現象在設計時就存在的，屬于設計缺陷(石海松，2010)，如不及時糾正，將會有可能導致重大放射性泄漏事故發生。

RRA余排入口死管段內的腐蝕問題主要是由持續不斷的熱工水力現象引起的，主要表現在:

(1)管道熱疲勞。死管段內不同部位之間存在熱分層，當這種熱分層不穩定時會引起溫度的變化，使得管道相應位置材料交替出現膨脹、收縮，導致管道產生熱疲勞。進而產生微裂紋，發展到后期可能會出現貫穿性裂紋(譚璞等，2011)，導致事故發生。

(2)汽水兩項腐蝕。與主管道連接的RRA余排入口管道兩道隔離閥之間流體為靜止狀態，正常運行期間這段管道是被隔離的，通過一回路側隔離閥的加熱作用，導致死管段內靜止流體溫度升高，同時體積膨脹引起壓力升高(自加壓現象)。如果管道內有殘留的氣體空間，而且初始壓力較低，則當液體溫度達到管道內部壓力對應的飽和溫度(即沸點)時，管道內的液體將會形成蒸汽，產生水-汽兩相，導致化學腐蝕。

圖1 某核電廠“死管段”現象導致的閥門閥瓣腐蝕Fig.1 Valve clack corroded as the result of Dead-end pipe in a nuclear power plant

2 死管段改造思路及方案

從總體上來看，死管段嚴重腐蝕問題是在多種腐蝕機理的共同作用下造成的，包括高溫、汽液兩相共存、水質條件及可能的高氧化環境等。而導致其發生的重要原因是管道閥門布置過于緊湊，連接余熱排出系統與主回路的隔離閥都布置在靠近主管道的位置，從一回路到第一道隔離閥之間的距離相對較近(約5 m)，較多熱量可以從一回路傳遞給死管段，使得第一道隔離閥上游的溫度接近一回路溫度，且RRA入口前兩道隔離閥之間的管道長度較短(約1 m)，不利于死管段散熱。

一回路通過RCP閥門不斷給死管段內靜止液體加熱，如果溫度達到管道內部壓力對應的飽和溫度，就會導致管道內形成水-汽兩相。當管道內排氣不充分而存在空氣時更會加速腐蝕的產生。試驗證明，RRA入口一次隔離閥上游的溫度幾乎與一回路的溫度相同，達到290～323℃，一次隔離閥下游的溫度最高可以達到230℃左右。

因此可采取的改造方案有兩種:

(1)從改善一回路傳熱入手，即通過改變管路設計，增加第一道隔離閥與一回路之間管道長度，減少一回路傳遞給第一道隔離閥的熱量，從而使死管段內流體達不到飽和溫度，徹底解決死管段問題。目前美國和法國等先進壓水堆核電廠設計中已經采取該措施。但該方案不適合國內M310機組，因為受到管道布置和土建結構限制，無法采取增加管道長度的方法來解決死管段問題。今后國內大力推行的AP1000堆型可能會在設計上有所改進。

(2)對死管段加壓，提高管段內流體沸點，從而避免汽-液共存現象出現。目前國內大亞灣和嶺澳一期即采用該原理對RRA進口死管段進行了改造。據相關報告顯示，改造后電廠對相關閥門進行了檢查和密封性測試，效果良好。

秦山二期作為M310型機組，采用的是第二種方案，即通過從一回路引壓到RRA余排入口管線的兩個隔離閥之間，增加該死管段壓力，避免相關閥門因死管段現象產生腐蝕、泄露，確保一回路壓力邊界完整性。秦山二期總共4臺機組，目前3、4號機組已完成改造，另外2臺前期準備工作已完成，待大修窗口開啟即可實施改造工作。

圖2為秦山二期RRA余排入口管線改造前管路和閥門布置情況，其原先運作狀況如下:

(1)正常運行期間 RCP212VP/RRA001VP、RCP215VP/RRA021VP關閉，一回路壓力邊界實現兩道隔離。

(2)機組啟動初期一回路熱量傳遞到RCP212VP/RRA001VP、RCP215VP/RRA021VP之間的密閉空間，液體受熱膨脹，壓力上升，上升的壓力通過逆止閥RCP354VP/355VP泄到一回路系統，防止兩道閥門之間的設備超壓損壞，這個逆止閥具有安全閥的功能。

(3)水壓試驗期間(首次大修執行，后續每10年執行一次)RCP212VP、RCP215VP開啟，RRA001VP、RRA021VP關閉。同時 RRA130VP、RRA131VP開啟，安注RIS系統試驗管線分別與兩個閥門相連接。

按照國內某核電廠的改造案例，將逆止閥RCP354VP修改為手動隔離閥RCP354VP，正常運行時保持常開，“死管段”從隔離閥RCP212VP前的一回路直接引壓。取消氣動隔離閥RRA130VP，用管帽對管道進行封堵。手動隔離閥RCP354VP前增設一個3mm流量孔板。

該方法雖然利用管段增壓的原理，暫時解決了RRA余排入口死管段問題，但也留下了其它隱患。首先該方案對隔離閥RCP212VP進行了旁通，使得余排系統與一回路之間只存在RRA001VP一道隔離閥，違背了RCC-P關于一回路壓力邊界雙重隔離的要求，降低了一回路隔離的可靠性。另外由于取消了RRA130VP取代以管帽封堵RIS管線，改變了原水壓試驗引壓管線的設計，影響了今后對水壓試驗的實施。

圖2 秦山二期RRA余排入口管線改造前管路和閥門圖Fig.2 The arrangement plan of pipe and valve before doing the teehniral reform of RRA

秦山二期在借鑒、吸收了國內其他電廠改造經驗后，通過對自身4臺機組的實地勘測及結合設計院的意見，制定了一個不同思路的技術改造方案。

(1)RCV系統下泄管道與RRA130/131VP下游之間，增設直徑為3/4”的引壓管線。

(2)電廠正常運行時，新增閥門3、RRA130VP、RRA131VP保持開啟狀態，將下泄管線處的壓力引到死管段，使死管段壓力保持與RCV系統壓力相等，避免出現汽化現象。新增的逆止閥2作用是防止冷卻劑倒流。

(3)隔離閥3和止回閥2，在RRA系統投入運行時或RRA001/021VP泄露及其它特殊情況下，起到隔離RCV系統作用。

(4)在引壓管線上增加3 mm孔板，主要目的是在第二道隔離閥RRA001VP、RRA021VP出現泄漏或者誤開故障狀態下能夠減小一回路冷卻劑喪失的速率。

(5)在RRA130VP和RIS水壓試壓管在線增設閥門1，在RIS系統進行水壓試驗時開啟該閥門，其它時候關閉閥門將RIS系統與RRA隔離。

(6)引壓管線取口位置在原RCV下泄管線的疏排管上(即RCV617VP所在管線)，選合適位置增設三通。

3 改造方案可行性分析

3.1 現場實施可行性

根據系統流程及工藝要求，設計院對余排死管段改造工作中涉及的管道走向、支架布置、閥門安裝等進行了初步設計并出具了施工圖。在大修停堆期間，秦山業主、設計院、安裝公司等幾方面人員依據圖紙對引壓破口位置、管道路徑、閥門位置、支架型式及生根位置、焊接或安裝可達性等進行了現場實地勘測，并將勘測中發現需整改的地方反饋給設計院進行設計調整，確保了改造實施的可行性。

3.2 改造功能可實現性

秦山二期“死管段”改造新增管路由RCV下泄管線的疏排管上(RCV617VP所在管線)引出一根3/4寸的管線，穿過環墻，經由－3.5 m環廊，在地坑過濾器上方上升至 4.65 m標高層，與RRA130VP相接。RCV正常運行時，下泄管道引壓點壓力略低于一回路壓力，大約為15.4 MPa，引壓點到死管段處高度差大約8 m，因此傳到RRA死管段的壓力大約為15.3 MPa。根據設計院分析，死管段內流體溫度約230℃，在該溫度、壓力下流體不會達到飽和狀態。因此該方案在理論上滿足消除“死管段”現象的要求。

3.3 新增管路安全性

設計院對新增管路、閥門、孔板、支架等進行力學計算，計算結果顯示在各工況下，新系統滿足RCC-M相關要求。另外根據RCC-P要求，內徑小于25 mm(1”)的管道不在一回路范圍內(石海松，2010)，只需考慮其對電廠功能所造成的后果即可。新增這些3/4”、1/2”管道從安裝路徑來看，即使出現破口也不會產生嚴重后果。另外新增的管路要比經過路徑上的其他管道尺寸小，這些管路斷裂甩擊時不會撞壞周邊管路。因此不需要對新增余排死管段改進管道進行破裂、甩擊分析。

3.4 材料采購方便性

改造中新增的三個閥門都是安全2級的閥門，其中1、3為截止閥，2為升降式止回閥，為核電廠常用閥門，秦山二期庫存就有上述閥門。1/2”、3/4”無縫鋼管、90°彎頭、三通等管道管件為安全2級，材質為Z2CN18-10，在采購上不存在困難。

3.5 投運后對其他系統運行影響

(1)在功率運行期間，”死管段”雖然進行了引壓，但閥門RCP121/355VP、RRA001/131VP仍處于關閉狀態，滿足一回路壓力邊界雙重隔離要求。若發現RRA001/131VP閥門泄露量超標，關閉閥門RRA130/131VP和閥門3即可防止RCV系統向RRA泄露。

(2)RRA系統投運前，將RRA130/131VP和新增閥門3關閉，即可滿足RCV下泄管線隔離。

(3)10年水壓試驗期間，開啟RRA130/131VP和新增閥門1，關閉新增閥門3，即可滿足原RIS系統試驗設計要求。

從三種工況看，對相關系統如RCV，RRA，RIS沒有影響，該方案可以滿足系統運行要求。

4 結束語

死管段現象是當前國內外各核電廠都客觀存在并亟需解決的重大課題，國際核組織要求各成員單位積極研究并盡快解決死管段現象，確保一回路壓力邊界的安全性。秦山二期研制出的RRA余排死管段改造方案簡單易行，能最大程度地降低對原系統功能的影響，目前已獲得國家頒布的知識產權專利。該方案的實施，為今后其他M310機組余排死管段問題的解決提供了一種新思路。

梁漢生，蔣定功，張朝文，等.2005.閥門組件老化敏感點預警值的確定及老化緩解對策［J］.核動力工程，26(6):97-102.

石海松.2010.核電安全評審思考［J］.中國電力企業管理，(3):44-45.

譚璞，李劍波.2011.核電廠管道熱疲勞機理與防治［J］.核安全，(4):23-25.