歐陽欽，周正平，茆秋華

(江蘇核電有限公司，江蘇??連云港??222042)

設備剩余壽命監(jiān)測系統(tǒng)在田灣核電站的應用

歐陽欽，周正平，茆秋華

(江蘇核電有限公司，江蘇??連云港??222042)

疲勞強度計算是核級設備設計中需要考慮的一項重要內(nèi)容。設計過程中根據(jù)假定的各種設計工況組合，計算整個壽期內(nèi)疲勞強度能否滿足標準規(guī)范要求。而設備在役實際運行過程中，其遭受的運行工況和設計工況不可能完全一致，可能偏于保守，有時考慮不周全，設備遭受了設計工況外的瞬態(tài)或超過其預定的瞬態(tài)次數(shù)。因此，掌握設備在運行過程中的實際遭受的疲勞損傷狀態(tài)就顯得尤其重要，這對于掌握設備的安全狀態(tài)，進行設備的延壽，都具有重要的意義。田灣核電站在國內(nèi)首次安裝了在線疲勞壽命監(jiān)測系統(tǒng)，利用該系統(tǒng)，發(fā)現(xiàn)了1號機組波動管的疲勞損傷較大，為此進一步統(tǒng)計出一個燃料循環(huán)周期內(nèi)波動管的疲勞損傷增長，可用于指導今后機組運行的控制。

疲勞強度；波動管；疲勞壽命監(jiān)測系統(tǒng)

疲勞是引起工程結構和構件失效的主要原因之一，是結構失效的最常見形式。在某點承受擾動應力，且在足夠多的循環(huán)擾動作用之后形成裂紋或完成斷裂的材料中所發(fā)生的局部的、永久結構變化的過程，稱為疲勞。疲勞強度涉及到載荷的多次作用，是個動態(tài)的問題，是一個長期的損傷積累過程。對于疲勞強度的控制，是通過校核疲勞損傷因子來進行的。

根據(jù)“Unified?procedure?for?lifetime?assessment?of?components?and?piping?in?VVER?NPPs?VERLIFE”（2008版）的要求，運行過程中部件的疲勞損傷因子如果不滿足：D≤0.8，那么應在該部位進行無損檢測，如果發(fā)現(xiàn)由于疲勞而造成的缺陷，對其進行表征化并進一步進行評估；如果該部位無法進行無損監(jiān)測或無損監(jiān)測未發(fā)現(xiàn)缺陷，那么假定一個半橢圓起始裂紋，其裂紋尺寸為a=0.1s，a/2c=1/6（s為壁厚），對此假想裂紋進行評估，包括評估由于機械和腐蝕載荷而導致的裂紋擴展。

為確認設計使用期限內(nèi)反應堆裝置的強度和安全運行，在設計階段應根據(jù)設計工況對設備和管道進行疲勞強度的計算。

但是，在反應堆裝置運行過程中，實際負荷與在進行疲勞強度設計計算時假定的載荷是有區(qū)別的。因此，計算運行過程中設備部件實際積累的疲勞損傷，對于掌握設備的安全狀態(tài)，進行設備的延壽，都具有重要的意義。

1 田灣核電站一回路設備和管道的剩余壽命監(jiān)測

在田灣核電站俄供MCDS系統(tǒng)中包含了剩余壽命監(jiān)測系統(tǒng)（SACOR系統(tǒng)），該系統(tǒng)的目的是評估VVER1000型反應堆一回路設備和部件在實際熱力載荷參數(shù)下的疲勞損傷。

根據(jù)疲勞強度計算的結果，對于其中疲勞損傷較大的部位（疲勞損傷因子大于0.1），運行時SACOR系統(tǒng)監(jiān)測其累積的疲勞損傷。

SACOR系統(tǒng)根據(jù)指定傳感器記錄的設備當前熱工狀態(tài)值，使用特定的近似函數(shù)計算控制點的應力，其出現(xiàn)疲勞損傷。在應力計算中，考慮了由于一回路和二回路重量、壓力、管道溫度自動補償、熱沖擊、熱波動和冷卻劑分層引起的負載因數(shù)。

近似函數(shù)中的杜哈梅爾積分，反映了瞬態(tài)模式下控制點熱應力隨冷卻劑溫度的變化。知道每個控制點的基函數(shù)，利用杜哈梅爾積分，可計算此點隨溫度任意變化的應力值。

根據(jù)設計階段的計算結果，田灣核電站VVER1000機組共選取了一回路設備和管道上的92個控制點，具體包括：

●?DN850管嘴、ECCS管嘴、監(jiān)測儀表管嘴、上部備用通道管嘴、除氣系統(tǒng)管嘴；

●?隔離環(huán)；

●?脈沖管緊固件；

●?主密封法蘭、螺栓、焊接連接部位、牛腿；

●?控制保護系統(tǒng)管嘴；

●?給水管嘴、應急給水管嘴；

●?蒸汽發(fā)生器傳熱管、底部D N500人孔、DN800人孔；

●?蒸汽發(fā)生器一回路集流管螺栓、出口、帶孔區(qū)、下部區(qū)域；

●?穩(wěn)壓器檢查孔、噴淋管嘴、應急注硼管嘴、波動管嘴焊接套管、電加熱器孔、排氣管嘴焊接部位、向泄壓箱排放管嘴；

●?主管道熱段、冷段；

●?波動管和主管道熱段連接彎管區(qū)、中間部位、接頭彎曲部位。

例如，穩(wěn)壓器本體的控制點示意圖見圖1，列表見表1。

圖1 穩(wěn)壓器控制點示意圖Fig.1 Control points of pressurizer

2 SACOR系統(tǒng)計算流程

剩余壽命監(jiān)測系統(tǒng)（SACOR系統(tǒng)）采用“雨流計數(shù)法”作為循環(huán)統(tǒng)計算法，根據(jù)該方法組織和建立整個使用期限內(nèi)的完整循環(huán)數(shù)據(jù)庫和非完整循環(huán)積累損傷數(shù)據(jù)庫。

SACOR系統(tǒng)積累疲勞損傷的一般計算流程就是根據(jù)正式傳感器讀數(shù)來確定運行參數(shù)，根據(jù)運行參數(shù)計算應力，根據(jù)“雨流計數(shù)法”簡化負載周期和計算每半個周期的疲勞損傷，然后對其進行線性求和，其計算流程如圖2所示。

3 田灣核電站1、2號機組疲勞損傷結果

對于田灣核電站1、2號機組，截至2011年12月底，每月定期計算了兩臺機組一回路主設備的累積疲勞損傷因子，其中疲勞損傷因子較大的設備及其部位列表見表2、表3。

表1 穩(wěn)壓器控制點列表Table1 The list of control points of pressurizer

從表2、表3中可以看出：

1）?兩臺機組波動管的累積疲勞損傷因子最大，其評估的剩余壽命都小于30年。

2）?其次為壓力容器主密封法蘭的累積疲勞損傷因子較大。

3）?另外，SACOR系統(tǒng)監(jiān)測的其余主設備各測點累積疲勞損傷都較小，其評估的剩余壽命都大于80年。

田灣核電站兩臺機組在首次裝料后，就投入SACOR系統(tǒng)對各控制點的疲勞損傷進行了實時監(jiān)測。自1號機組首次裝料以來，JEF10－21測點的累積疲勞損傷因子趨勢圖、每月疲勞損傷的趨勢圖如圖3所示。

從圖3可見，在1號機組前期調(diào)試階段，波動管JEF10-21測點的疲勞損傷較大，商業(yè)運行后波動管疲勞損傷增長比較平緩。

統(tǒng)計2011年度1號機組波動管JEF10-21測點每個月的疲勞損傷變化情況見表4。

圖2 SACOR計算流程Fig.2 Computation process of SACOR system

表2 1號機組一回路主設備累積疲勞損傷因子（截至2011年12月底）Table2 Fatigue damage factors of primary equipment of Unit 1 (as of the end of Dec. 2011)

表3 2號機組一回路主設備累積疲勞損傷因子（截至2011年11月）Table3 Fatigue damage factors of primary equipment of Unit 2 (as of Dec. 2011)

圖3 1號機組JEF10-21疲勞損傷趨勢圖Fig.3 Damage trend of control point JFE10-21 of Unit 1

從表1至表4可以看出，對于1號機組波動管JEF10-21測點：

1）正常滿功率穩(wěn)定運行時，JEF10-21的疲勞損傷為零。

2）2011年2月，機組降功率運行以及經(jīng)歷了T104大修停機前的降功率過程，疲勞損傷因子為0.000?129。

3）2011年3月，經(jīng)歷了從打閘停機到停堆的過程，疲勞損傷因子為0.001?547。

4）2011年4月，經(jīng)歷了整個啟堆過程以及一回路強度水壓試驗，疲勞損傷因子為0.003?991。

表4 1號機組波動管JEF10-21測點的每月疲勞損傷列表（2011年）Table4 Monthly fatigue damage of control point JEF10-21 of Unit 1 (2011)

4 結論

田灣核電站安裝了在線的一回路設備和管道剩余壽命監(jiān)測系統(tǒng)，該系統(tǒng)根據(jù)機組的實際運行參數(shù)，可以計算設備和管道的實際剩余壽命，便于對設備和管道進行老化管理。根據(jù)SACOR系統(tǒng)計算得出的機組不同運行工況下的各部件疲勞損傷大小，可以得出不同工況下的各部件疲勞損傷情況，進一步可制定相應的運行、檢查、監(jiān)測、維修措施來控制和緩解疲勞累積損傷的發(fā)展，以確保一回路設備和管道在設計壽期內(nèi)具有足夠的安全裕度和功能裕度，并為延壽時提供技術基礎，最終保障核電廠經(jīng)濟、可靠地運行。

Application of Monitoring System of Residual Cyclic Resource of Equipment in Tianwan NPP

OUYANG?Qin，ZHOU?Zheng-ping，MAO?Qiu-hua
（Jiangsu?Nuclear?Power?Corporation，Lianyungang?of?Jiangsu?Prov.?222042，China）

Fatigue?strength?computation?is?an?important?item?during?design?of?nuclear?equipment.?According?to?various?combination?of?design?operation?conditions,?fatigue?strength?of?whole?design?lifetime?is?calculated?to?determine?whether?it?is?compliance?with?requirements?of?standard?and?specification.?But?the?actual?operation?condition?is?different?with?design?operation?condition?for?in-service?equipment,?and?the?design?operation?condition?is?possibly?conservative?than?the?actual?one,?and?sometimes?equipment?also?experiences?unexpected?transient?state?or?too?much?transient?state?due?to?inadequate?consideration?during?design.?So?it?is?important?to?know?the?actual?fatigue?damage?state?of?in-service?equipment,?which?also?has?a?bearing?to?know?about?the?safety?state?and?lifetime?extension?of?equipment.?The?monitoring?system?of?residual?cyclic?resource?was?first?installed?in?Tianwan?NPP?in?China,?and?large?fatigue?strength?is?found?in?surge?line.?Further,?increase?of?fatigue?damage?of?surge?line?is?counted?during?a?whole?fuel?cycle,?and?which?can?be?used?to?direct?the?control?of?follow-up?unit?operation.

fatigue?strength；surge?line；monitoring?system?of?residual?cyclic?resource

TM623??Article character：A??Article ID：1674-1617(2014)02-0140-05

TM623

A

1674-1617(2014)02-0140-05

2014-03-23

歐陽欽（1978—），男，湖南郴州人，高級工程師，碩士，從事核電站技術管理工作。