操 豐，王建軍，丁有元

（核電秦山聯(lián)營有限公司，浙江 海鹽 314300）

1 Farley-Tihange現(xiàn)象及其風險

1.1 Farley-Tihange現(xiàn)象及其典型位置

1987年美國的Farley電站和1988年比利時的Tihange電站核1級安注管道焊縫熱影響區(qū)及彎頭母材上相繼發(fā)生了熱疲勞開裂，此類現(xiàn)象被統(tǒng)稱為Farley-Tihange現(xiàn)象。此后，同類現(xiàn)象陸續(xù)在國內外多個運行的核電廠出現(xiàn)：

（1）1996年12月，法國Dampierre 1號機組安注系統(tǒng)直管段母材發(fā)生開裂。

（2）1998年，CIVAUX電廠曾由于余熱排出熱交換器下游冷水與旁路支管熱水混合區(qū)熱疲勞失效，導致LOCA事故。

（3）2007年1月，日本Genkai 2號機組化學容積控制系統(tǒng)過剩下泄管道彎頭母材開裂。

國內外運行經(jīng)驗表明：Farley-Tihange現(xiàn)象主要發(fā)生在余熱排出系統(tǒng)（RRA）熱交換器下游冷水與旁路支管熱水混合區(qū)，以及與主冷卻劑管道直接相連的安全注入系統(tǒng)（RIS）、余熱排出系統(tǒng)（RRA）、化學容積控制系統(tǒng)（RCV）管道焊縫或母材上。

1.2 潛在風險分析

核輔助系統(tǒng)管道一旦出現(xiàn)Farley-Tihange現(xiàn)象，對核電站安全性和經(jīng)濟性構成的潛在風險包括：

（1）核1級輔助管道一旦出現(xiàn)貫穿性裂紋，將導致一回路冷卻劑部分喪失，屬于小破口LOCA，影響堆芯冷卻能力，誘發(fā)核安全風險。

（2）一旦泄漏超過了一回路總泄漏率限值和非定量泄漏限值，將導致機組降功率運行甚至停堆，直接影響核電站運行業(yè)績。

（3）破口附近區(qū)域環(huán)境劑量激增，導致人員外照射劑量和體表玷污風險增大。破口現(xiàn)場清理增加了放射性廢物處理量。

（4）失效管段維修技術難度高，作業(yè)風險大。

2 Farley-Tihange失效原因故障樹分析

故障樹分析法是系統(tǒng)可靠性評估和部件失效機理分析的重要工具，它是把不希望發(fā)生的失效狀態(tài)作為頂事件，接著找出導致頂事件發(fā)生的所有可能直接原因（中間事件），再循序漸進挖掘出導致每個中間事件發(fā)生的所有可能原因，最后追蹤出根本原因（底事件）。

引起核輔助管道（材質為Z2CN18-10和Z2CND18-12）Farley-Tihange失效原因包括設備缺陷（管道制造缺陷、閥門缺陷）、管道應力腐蝕、管道支撐結構不良（阻尼器卡死、間隙過小、支吊架失效）和熱疲勞，根據(jù)這些可以建立故障樹（見圖1）。

圖1 Farley-Tihange失效故障樹Fig.1 Fault tree of Farley-Tihange phenomenon

從事件發(fā)生頻率和故障樹結構重要度來看，設備缺陷和支撐結構不良與產品材質和制造工藝緊密相關，而應力腐蝕的出現(xiàn)是多方面因素造成的，上述原因只能歸為小概率的偶發(fā)事件。國內外失效分析研究表明，冷熱交替引發(fā)的熱疲勞才是引發(fā)Farley-Tihange現(xiàn)象的共性主要因素。

3 熱疲勞失效機理與模式分析

熱疲勞是指部件在交變熱應力或熱應變作用下產生疲勞的現(xiàn)象。微觀上，材料位錯處在交變應力下產生空位，并在晶界偏聚萌生裂紋。熱疲勞裂紋優(yōu)先在晶界處出現(xiàn)，并沿著碳化物與基體脫開處開始擴展，晶粒越大越容易與基體脫離。

典型的核輔助管道熱疲勞原理如圖2所示。根據(jù)管道約束狀態(tài)（自由狀態(tài)或兩端固定）的不同以及內部冷、熱水分界面高度的變化，管道內的應力分布隨之交替變化，從而產生熱疲勞裂紋。隨著運行時間的延長，裂紋尖端沿著與熱應力垂直方向迅速擴展，嚴重時會貫穿整個管壁。

圖2 不穩(wěn)定熱分層誘發(fā)熱疲勞Fig.2 Heat fatigue induced by unstable thermal lamination

3.1 主管道渦流侵入支管

機組正常運行時，當有高溫流體高速流過主管道時，與其直接相連且被隔離的核輔助支管內流體將處于冷熱交匯的渦流狀態(tài)，管段會受到交變的冷熱沖擊而形成冷熱分層（見圖3）。渦流侵入深度受流體狀態(tài)影響并且不穩(wěn)定，通常為管道直徑的18倍（18D）左右，由此引發(fā)的不穩(wěn)定熱分層會在支管彎頭及水平段內產生交變應力，引發(fā)熱疲勞失效。

3.2 支管閥門泄漏

如果支管邊界閥門因腐蝕等原因存在內漏，主管道間歇涌入的熱水與支管中冷水形成溫差交替，會造成熱分層周期性變化誘發(fā)熱疲勞。如圖4所示，水平管道上有一個穩(wěn)定的冷熱分層，管道上有一個常閉的閥門。如果該閥門存在不穩(wěn)定的泄漏，則冷熱分層也會發(fā)生變化。

3.3 冷、熱水直接交匯

圖3 主管道渦流侵入支管示意圖Fig.3 Schematic of branch pipe turbulence intruded by main coolant pipe

圖4 支管閥門泄漏誘發(fā)熱疲勞Fig.4 Heat fatigue induced by valve leakage of branch pipe

核輔助系統(tǒng)中典型的冷、熱水交匯導致熱疲勞區(qū)域是余排熱交換器出口附近區(qū)域，具體位置如圖5所示。此時，來自兩臺余排熱交換器出口的冷水與旁路支管的熱水直接匯合，巨大溫差形成的湍流對混合區(qū)管段產生交變的冷熱沖擊，使受影響管段產生熱疲勞，最終產生裂紋。

4 Farley-Tihange失效的全面應對策略

核輔助系統(tǒng)管道Farley-Tihange現(xiàn)象出現(xiàn)頻率高，潛在風險大。有必要仔細分析系統(tǒng)管系布置特點，制定一整套包括敏感管段篩選、運行監(jiān)督、停堆無損檢測和應急維修準備在內的全面應對策略，切實做到風險的可知可控。

4.1 敏感管段篩選

以秦山第二核電廠CNP600機組為例，根據(jù)核輔助管道熱疲勞失效機理及失效模式，結合管系布置特點，可以篩選出如下熱疲勞敏感管段：

（1）余熱排出熱交換器RRA001、002RF出口匯集管道。

（2）高壓安注RCP036管線（從RCP120VP至一回路熱段）、RCP039管線（從RCP220VP至一回路熱段）、RCP038管線（從RCP122VP至一回路冷段）、RCP044管線（從RCP222VP至一回路冷段）。

（3）中壓安注RCP048管線（從RCP322VP至反應堆壓力容器）、RCP047管線（從RCP321VP至反應堆壓力容器）。

圖5 余排熱交換器出口熱疲勞區(qū)域Fig.5 Heat fatigue area of RRA heat-exchanger outlets

（4）RCV上充管線RCP042（從RCP123VP至一回路主管道冷段）、RCV過剩下泄管線RCP041（從RCP113VP至一回路過渡段）。

主系統(tǒng)測溫旁路因管徑較小，難以形成不穩(wěn)定熱分層，不納入熱疲勞敏感管段監(jiān)督范圍。

4.2 運行監(jiān)督

運行期間熱疲勞敏感管線的監(jiān)督主要圍繞泄漏率和放射性水平監(jiān)測展開，具體措施包括：

（1）一回路泄漏連續(xù)監(jiān)測：運行技術規(guī)格書對于一回路不明來源泄漏率（≤230 L/h）和總泄漏率（≤2300 L/h）有嚴格規(guī)定。運行期間如發(fā)現(xiàn)泄漏率突然上升或一回路補水量異常增加，則需排查是否核輔助管道出現(xiàn)了Farley-Tihange現(xiàn)象。

（2）核島廠房放射性水平監(jiān)測：通過核島廠房KRT系統(tǒng)固定探測器，連續(xù)監(jiān)測熱疲勞敏感管段所在房間（區(qū)域）的環(huán)境劑量水平。

（3）重要閥門泄漏監(jiān)測：通過在線聲發(fā)射技術監(jiān)測與一回路直接相連的輔助管段第一道截止閥密封情況，發(fā)現(xiàn)并及時排除不穩(wěn)定泄漏故障。

4.3 停堆無損檢測

4.3.1 檢測對象

熱疲勞敏感管段上的無損檢測對象主要包括直管段、管件（三通、彎頭等）及其連接焊縫。

4.3.2 檢測方法

成熟的熱疲勞敏感管段無損檢測方法包括：

（1）管線目視檢查：機組熱停堆期間，對4.1節(jié)所述管線進行全線目視檢查，重點關注管道外表面或鄰近區(qū)域是否存在硼結晶現(xiàn)象。

（2）管道、彎頭等超聲掃查：超聲波掃查對裂紋類缺陷檢測靈敏度高、定位準確，被廣泛應用于國內外Farley-Tihange熱疲勞裂紋類缺陷的檢出與確認。典型的檢測工藝如下：

探傷儀：CTS-4020、USM33、USN60等A型脈沖反射式超聲波探傷儀；

探頭：8 mm×9 mm的45°平面探頭；

靈敏度：Gr（基準靈敏度）+（6～12 dB）；

掃查頻率：2 MHz；

掃查范圍：水平管段、垂直管段、傾斜管段外表面、環(huán)焊縫及其周圍100mm區(qū)域；

記錄標準：≥Gr-6 dB；

驗收標準：裂紋類缺陷不可接受。

（3）焊縫射線檢查：采用γ源對環(huán)焊縫進行雙璧單影或雙璧雙影檢查。對射線檢查發(fā)現(xiàn)的顯示需要用超聲掃查進行周向、軸向和徑向定位。

（4）管道支撐結構檢查：支撐不良直接導致管道受熱不能自由膨脹，局部應力集中和管道溫度梯度變化，增加熱分層和熱循環(huán)。重點對支吊架、阻尼器等進行整體目視檢查，必要時對阻尼器拆卸后進行離線專項試驗。

（5）閥門泄漏檢查：停堆期間，按照監(jiān)督計劃分批對處于熱疲勞敏感管線邊界的截止閥密封行進行解體檢查，必要時進行研磨修復或更換。

4.3.3 監(jiān)督頻率

熱疲勞失效是長時間累積效應，多出現(xiàn)在機組運行中后期。正常情況下，熱疲勞敏感管線目視及支撐結構檢查可在每次熱停堆期間進行。焊縫射線檢查每10 a內輪流檢查一次。管道和彎頭等超聲波掃查每10 a全部集中檢查一次。對于已發(fā)現(xiàn)缺陷的管段，需要按照標準流程進行缺陷評價后確定后續(xù)跟蹤方法與監(jiān)督頻度。

4.4 應急維修預案

目前，對熱疲勞裂紋類缺陷常用的處理技術主要有表面堆焊、局部挖除缺陷并補焊和整體更換3種形式。缺陷處表面堆焊屬于新技術，國外雖已有采用該項技術對異種金屬焊縫進行缺陷處理的成功案例，但大規(guī)模應用尚缺乏足夠工程考驗。局部挖補對被挖補附近區(qū)域會造成不利影響，易誘發(fā)新缺陷。從保守決策出發(fā)，對于發(fā)現(xiàn)超標裂紋的管段絕大多數(shù)采用的是整體更換，并提前做好以下應急維修準備：

1）成立專門組織機構并明確職責分工；

2）制訂管道（管件）更換方案；

3）采購替換用管道（管件）；

4）采購焊接材料并復驗通過；

5）完成相關焊接工藝評定。

5 結論

核輔助管道Farley-Tihange現(xiàn)象常發(fā)生在余排熱交換器下游冷、熱水混合區(qū)以及與主冷卻劑管道直接相連的RIS、RRA、RCV管道上，主要有主管道渦流侵入支管、支管閥門泄漏和冷、熱水直接交匯3種模式，出現(xiàn)頻率高、潛在風險大。

核電站運營者應結合堆型布置特點，確定監(jiān)督范圍，并制定包括運行監(jiān)督、停堆無損檢測和應急維修準備在內的應對策略。同種堆型的機組可以通過建立備件聯(lián)盟實現(xiàn)資源共享，節(jié)約成本。

目前，針對核輔助管道Farley-Tihange現(xiàn)象的監(jiān)督和維修技術仍處于被動防御階段。積極研發(fā)抗熱疲勞性能優(yōu)異的新材料和無損檢測新工藝，實現(xiàn)熱疲勞敏感管段的風險預知和剩余壽命評估是一項亟待進一步研究和解決的重要課題。