操 豐，王建軍，丁有元

（核電秦山聯(lián)營(yíng)有限公司，浙江 海鹽 314300）

1 Farley-Tihange現(xiàn)象及其風(fēng)險(xiǎn)

1.1 Farley-Tihange現(xiàn)象及其典型位置

1987年美國(guó)的Farley電站和1988年比利時(shí)的Tihange電站核1級(jí)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(guó)內(nèi)外多個(gè)運(yùn)行的核電廠出現(xiàn)：

（1）1996年12月，法國(guó)Dampierre 1號(hào)機(jī)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(dǎo)致LOCA事故。

（3）2007年1月，日本Genkai 2號(hào)機(jī)組化學(xué)容積控制系統(tǒng)過(guò)剩下泄管道彎頭母材開裂。

國(guó)內(nèi)外運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)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(xué)容積控制系統(tǒng)（RCV）管道焊縫或母材上。

1.2 潛在風(fēng)險(xiǎn)分析

核輔助系統(tǒng)管道一旦出現(xiàn)Farley-Tihange現(xiàn)象，對(duì)核電站安全性和經(jīng)濟(jì)性構(gòu)成的潛在風(fēng)險(xiǎn)包括：

（1）核1級(jí)輔助管道一旦出現(xiàn)貫穿性裂紋，將導(dǎo)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(fēng)險(xiǎn)。

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

（3）破口附近區(qū)域環(huán)境劑量激增，導(dǎo)致人員外照射劑量和體表玷污風(fēng)險(xiǎn)增大。破口現(xiàn)場(chǎng)清理增加了放射性廢物處理量。

（4）失效管段維修技術(shù)難度高，作業(yè)風(fēng)險(xiǎn)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(píng)估和部件失效機(jī)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(dǎo)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(jìn)挖掘出導(dǎo)致每個(gè)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(zhì)為Z2CN18-10和Z2CND18-12）Farley-Tihange失效原因包括設(shè)備缺陷（管道制造缺陷、閥門缺陷）、管道應(yīng)力腐蝕、管道支撐結(jié)構(gòu)不良（阻尼器卡死、間隙過(guò)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(jié)構(gòu)重要度來(lái)看，設(shè)備缺陷和支撐結(jié)構(gòu)不良與產(chǎn)品材質(zhì)和制造工藝緊密相關(guān)，而應(yīng)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(guó)內(nèi)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(jī)理與模式分析

熱疲勞是指部件在交變熱應(yīng)力或熱應(yīng)變作用下產(chǎn)生疲勞的現(xiàn)象。微觀上，材料位錯(cuò)處在交變應(yīng)力下產(chǎn)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(kuò)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(nèi)部冷、熱水分界面高度的變化，管道內(nèi)的應(yīng)力分布隨之交替變化，從而產(chǎn)生熱疲勞裂紋。隨著運(yùn)行時(shí)間的延長(zhǎng)，裂紋尖端沿著與熱應(yīng)力垂直方向迅速擴(kuò)展，嚴(yán)重時(shí)會(huì)貫穿整個(gè)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(jī)組正常運(yùn)行時(shí)，當(dāng)有高溫流體高速流過(guò)主管道時(shí)，與其直接相連且被隔離的核輔助支管內(nèi)流體將處于冷熱交匯的渦流狀態(tài)，管段會(huì)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(huì)在支管彎頭及水平段內(nèi)產(chǎn)生交變應(yīng)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(nèi)漏，主管道間歇涌入的熱水與支管中冷水形成溫差交替，會(huì)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(gè)穩(wěn)定的冷熱分層，管道上有一個(gè)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(huì)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(dǎo)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(shí)，來(lái)自兩臺(tái)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(duì)混合區(qū)管段產(chǎn)生交變的冷熱沖擊，使受影響管段產(chǎn)生熱疲勞，最終產(chǎn)生裂紋。

4 Farley-Tihange失效的全面應(yīng)對(duì)策略

核輔助系統(tǒng)管道Farley-Tihange現(xiàn)象出現(xiàn)頻率高，潛在風(fēng)險(xiǎn)大。有必要仔細(xì)分析系統(tǒng)管系布置特點(diǎn)，制定一整套包括敏感管段篩選、運(yùn)行監(jiān)督、停堆無(wú)損檢測(cè)和應(yīng)急維修準(zhǔn)備在內(nèi)的全面應(yīng)對(duì)策略，切實(shí)做到風(fēng)險(xiǎn)的可知可控。

4.1 敏感管段篩選

以秦山第二核電廠CNP600機(jī)組為例，根據(jù)核輔助管道熱疲勞失效機(jī)理及失效模式，結(jié)合管系布置特點(diǎn)，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(yīng)堆壓力容器）、RCP047管線（從RCP321VP至反應(yīng)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(guò)剩下泄管線RCP041（從RCP113VP至一回路過(guò)渡段）。

主系統(tǒng)測(cè)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(yùn)行監(jiān)督

運(yùn)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(cè)展開，具體措施包括：

（1）一回路泄漏連續(xù)監(jiān)測(cè)：運(yùn)行技術(shù)規(guī)格書對(duì)于一回路不明來(lái)源泄漏率（≤230 L/h）和總泄漏率（≤2300 L/h）有嚴(yán)格規(guī)定。運(yùn)行期間如發(fā)現(xiàn)泄漏率突然上升或一回路補(bǔ)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(cè)：通過(guò)核島廠房KRT系統(tǒng)固定探測(cè)器，連續(xù)監(jiān)測(cè)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(cè)：通過(guò)在線聲發(fā)射技術(shù)監(jiān)測(cè)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(shí)排除不穩(wěn)定泄漏故障。

4.3 停堆無(wú)損檢測(cè)

4.3.1 檢測(cè)對(duì)象

熱疲勞敏感管段上的無(wú)損檢測(cè)對(duì)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(cè)方法

成熟的熱疲勞敏感管段無(wú)損檢測(cè)方法包括：

（1）管線目視檢查：機(jī)組熱停堆期間，對(duì)4.1節(jié)所述管線進(jìn)行全線目視檢查，重點(diǎn)關(guān)注管道外表面或鄰近區(qū)域是否存在硼結(jié)晶現(xiàn)象。

（2）管道、彎頭等超聲掃查：超聲波掃查對(duì)裂紋類缺陷檢測(cè)靈敏度高、定位準(zhǔn)確，被廣泛應(yīng)用于國(guó)內(nèi)外Farley-Tihange熱疲勞裂紋類缺陷的檢出與確認(rèn)。典型的檢測(cè)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(zhǔn)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(biāo)準(zhǔn)：≥Gr-6 dB；

驗(yàn)收標(biāo)準(zhǔn)：裂紋類缺陷不可接受。

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

（4）管道支撐結(jié)構(gòu)檢查：支撐不良直接導(dǎo)致管道受熱不能自由膨脹，局部應(yīng)力集中和管道溫度梯度變化，增加熱分層和熱循環(huán)。重點(diǎn)對(duì)支吊架、阻尼器等進(jìn)行整體目視檢查，必要時(shí)對(duì)阻尼器拆卸后進(jìn)行離線專項(xiàng)試驗(yàn)。

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

4.3.3 監(jiān)督頻率

熱疲勞失效是長(zhǎng)時(shí)間累積效應(yīng)，多出現(xiàn)在機(jī)組運(yùn)行中后期。正常情況下，熱疲勞敏感管線目視及支撐結(jié)構(gòu)檢查可在每次熱停堆期間進(jìn)行。焊縫射線檢查每10 a內(nèi)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(duì)于已發(fā)現(xiàn)缺陷的管段，需要按照標(biāo)準(zhǔn)流程進(jìn)行缺陷評(píng)價(jià)后確定后續(xù)跟蹤方法與監(jiān)督頻度。

4.4 應(yīng)急維修預(yù)案

目前，對(duì)熱疲勞裂紋類缺陷常用的處理技術(shù)主要有表面堆焊、局部挖除缺陷并補(bǔ)焊和整體更換3種形式。缺陷處表面堆焊屬于新技術(shù)，國(guó)外雖已有采用該項(xiàng)技術(shù)對(duì)異種金屬焊縫進(jìn)行缺陷處理的成功案例，但大規(guī)模應(yīng)用尚缺乏足夠工程考驗(yàn)。局部挖補(bǔ)對(duì)被挖補(bǔ)附近區(qū)域會(huì)造成不利影響，易誘發(fā)新缺陷。從保守決策出發(fā)，對(duì)于發(fā)現(xiàn)超標(biāo)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(yīng)急維修準(zhǔn)備：

1）成立專門組織機(jī)構(gòu)并明確職責(zé)分工；

2）制訂管道（管件）更換方案；

3）采購(gòu)替換用管道（管件）；

4）采購(gòu)焊接材料并復(fù)驗(yàn)通過(guò)；

5）完成相關(guān)焊接工藝評(píng)定。

5 結(jié)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(fēng)險(xiǎn)大。

核電站運(yùn)營(yíng)者應(yīng)結(jié)合堆型布置特點(diǎn)，確定監(jiān)督范圍，并制定包括運(yùn)行監(jiān)督、停堆無(wú)損檢測(cè)和應(yīng)急維修準(zhǔn)備在內(nèi)的應(yīng)對(duì)策略。同種堆型的機(jī)組可以通過(guò)建立備件聯(lián)盟實(shí)現(xiàn)資源共享，節(jié)約成本。

目前，針對(duì)核輔助管道Farley-Tihange現(xiàn)象的監(jiān)督和維修技術(shù)仍處于被動(dòng)防御階段。積極研發(fā)抗熱疲勞性能優(yōu)異的新材料和無(wú)損檢測(cè)新工藝，實(shí)現(xiàn)熱疲勞敏感管段的風(fēng)險(xiǎn)預(yù)知和剩余壽命評(píng)估是一項(xiàng)亟待進(jìn)一步研究和解決的重要課題。