核電站一回路輔助管道熱疲勞機理分析與FAMOS監測系統介紹

羅志峰+關銀柏

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

關鍵詞：核電站；一回路輔助管道；熱疲勞；FAMOS

1、引言

截至目前，世界范圍內已經發生了一系列反應堆冷卻劑輔助管道（安注系統、余熱排出系統、化容控系統等）與熱疲勞相關的事件，隨著核電站服役時間的延長，由材料老化導致的裂紋、冷卻劑泄漏等事件發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布88-08、88-11[1-2]等公告，要求許可證持有者開展相關的調查行動，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變化時產生的循環熱應力及熱應變作用下發生的疲勞。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的輔助系統的管道，其功能為反應堆冷卻劑提供流道，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構完整性及核電站的安全經濟運行至關重要。

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

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

熱波紋（Thermal Striping）：在熱分層界面區域，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-冷介質分界面的劇烈波動，并使管道內表面產生局部熱瞬態，這種現象稱之為熱波紋（見圖2）。

熱沖擊（Thermal Shock）：當冷的流體（或熱的流體）往復于管道或管嘴時（見圖3），會在其內部產生交變熱應力，此現象稱之為熱沖擊。

湍流滲入熱循環（Turbulent Penetration Thermal Cycling）：主管道內流體的流動作用引起支管道內流體的擾動現象，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，從而引起該區域熱、冷流體分界面周期性移動，形成“湍流滲入熱循環”；該現象出現在與主管相連支管的非隔滯留流體的尾部區域，見圖4。

冷熱混流（Mixing Flow）：低溫介質與高溫介質在某區域交替接觸，產生混合的現象（見圖5）。該現象多發于T型管道結構件內，失效部位常位于距T型連接件的下游區域，此現象的典型特點是無法用常規的熱電偶裝置進行監控。

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測等。

（1）運行控制：通過改變電廠運行規程，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險區考慮使用這些措施，改造措施主要包括：增設壓力控制系統，增設管道保溫措施，增加、刪除、替換閥門、調整閥門內部構件、重新布置閥門位置，更改管道的空間布局，優化管道材料，調整管道支撐位置等。

（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）熱疲勞在線監測系統：增設溫度監測系統，可獲得現場實一回路輔助管道熱疲勞敏感管段的實際運行數據，為熱疲勞評估、運行控制優化等提供最可靠、最直接的數據。

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

FAMOS系統是目前世界應用最廣泛的熱疲勞在線監測手段之一（已在20座核電廠得以應用），且在EPR機組中，其已發展成為獨立的核電系統。該監測系統可以在電廠運行過程中對主回路相關疲勞敏感區域的熱負荷變化進行實時的數據采集和記錄，采用相應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，對電廠的設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測數據，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、給水系統測量部位4個、輔助給水測量部位6個（見圖6）。

（2）FAMOS系統評估模塊

FAMOS系統通過數據采集，獲得現場實際運行數據，利用其開發的評估模塊，計算出不同響應速度、不同計算精度的疲勞損傷。FAMOS系統的評估模塊如下：

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

（b）基于循環的疲勞評估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）和基于應力的SSBF模塊 （Simplified Stress-Based Fatigue）。CBLC 模塊統計不同溫度范圍的真實數目（壓力循環），分析其是否與疲勞相關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，然后計算各類的應力水平，最后根據設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測系統FAMOS，主要結論如下：

（1）一回路輔助管道熱疲勞失效機理表現包括熱分層、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測系統等；

（3） FAMOS系統主要包括基于事件的疲勞評估EBF模塊、基于循環的疲勞評估CBF模塊、基于應力的疲勞評價SBF模塊，臺山核電站FAMOS系統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，畢業于西安交通大學材料學專業，主要從事核電廠設備壽命評估與理化檢驗工作，發表論文3篇，獲模擬核電廠管道熱疲勞現象的試驗臺架等專利3項.

關銀柏，1985.12，男，湖北孝感人，助理工程師，畢業于中南大學機械設計制造及其自動化專業，主要從事核電廠老化和壽命管理工作。