孟凡江，石秀強(qiáng)，竇一康，張 翟，許 鋒，胡正林

(1.上海核工程研究設(shè)計(jì)院，上海 200233；2.中核核電運(yùn)行管理有限公司，浙江 海鹽 214303)

壓水堆堆內(nèi)構(gòu)件老化評(píng)估方法及其應(yīng)用

孟凡江1，石秀強(qiáng)1，竇一康1，張 翟1，許 鋒2，胡正林2

(1.上海核工程研究設(shè)計(jì)院，上海 200233；2.中核核電運(yùn)行管理有限公司，浙江 海鹽 214303)

本文介紹了壓水堆堆內(nèi)構(gòu)件老化分析評(píng)定方法。該方法通過(guò)建立老化機(jī)理篩選準(zhǔn)則、初步分類、堆內(nèi)構(gòu)件的故障模式、影響及危害分析(FMECA)以及識(shí)別主要潛在老化部件等步驟，最終完成堆內(nèi)構(gòu)件老化程度的評(píng)估。老化評(píng)估結(jié)果為堆內(nèi)構(gòu)件的老化管理奠定基礎(chǔ)。該老化評(píng)估方法已首次成功應(yīng)用于秦山CNP320機(jī)組和CNP650 機(jī)組堆內(nèi)構(gòu)件的老化評(píng)估。

堆內(nèi)構(gòu)件；篩選準(zhǔn)則；FMECA；老化評(píng)估

由于處于高溫、高壓和高輻照的運(yùn)行環(huán)境中，壓水堆核電站堆內(nèi)構(gòu)件不可避免地會(huì)發(fā)生老化?？紤]到堆內(nèi)構(gòu)件眾多部件的材料性能、承受的環(huán)境溫度、遭受的中子注量、是否承載等各不相同，堆內(nèi)構(gòu)件部件的老化(Degradation)會(huì)由不同的老化機(jī)理引起。為保證堆內(nèi)構(gòu)件不因老化而失去預(yù)期功能或喪失結(jié)構(gòu)完整性，必須對(duì)其部件的老化程度進(jìn)行評(píng)估并開展老化管理。根據(jù)國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)(IAEA)安全報(bào)告系列文件之一[1]，系統(tǒng)、構(gòu)筑物和部件(SSC)系統(tǒng)化老化管理過(guò)程的計(jì)劃、實(shí)施、檢查和行動(dòng)(PDCA)循環(huán)是以老化機(jī)理認(rèn)知為中心的一系列相關(guān)活動(dòng)的建立和優(yōu)化，包括總體規(guī)劃、設(shè)備的合理運(yùn)行/使用、設(shè)備的檢查/監(jiān)測(cè)/評(píng)估和有針對(duì)性的設(shè)備維修等。對(duì)于堆內(nèi)構(gòu)件的老化管理過(guò)程，同樣遵循PDCA循環(huán)[2]。需要特別指出的是，了解和分析老化機(jī)理是開展堆內(nèi)構(gòu)件老化管理工作的頂層要求，篩選潛在老化的主要堆內(nèi)構(gòu)件部件并對(duì)其進(jìn)行評(píng)估是堆內(nèi)構(gòu)件老化管理的重要內(nèi)容。

在制定合理高效的堆內(nèi)構(gòu)件老化檢查和檢測(cè)程序時(shí)，最關(guān)鍵的步驟是通過(guò)篩選識(shí)別出堆內(nèi)構(gòu)件中受老化作用最顯著的部件，堆內(nèi)構(gòu)件老化管理策略的制定也取決于老化部件的識(shí)別。目前，國(guó)際上已經(jīng)建立通用的、以老化管理為目標(biāo)的系統(tǒng)、構(gòu)筑物和部件篩選方法，一般通過(guò)系統(tǒng)級(jí)篩選、設(shè)備級(jí)篩選等步驟來(lái)確定需要進(jìn)行老化管理的設(shè)備[3]。EPRI則是在該方法基礎(chǔ)上，依照相同的原則，建立了一套近似定量評(píng)價(jià)堆內(nèi)構(gòu)件老化的方法，并通過(guò)一系列的文件對(duì)該方法進(jìn)行了較為詳細(xì)的描述[4-5]。美國(guó)電力研究院(EPRI)方法的可執(zhí)行性較強(qiáng)，目前已在西屋和Combustion Engineering公司設(shè)計(jì)的壓水堆核電站堆內(nèi)構(gòu)件老化評(píng)估中得到應(yīng)用。

本文簡(jiǎn)要介紹EPRI推行的壓水堆堆內(nèi)構(gòu)件老化評(píng)估方法以及其在我國(guó)核電站堆內(nèi)構(gòu)件老化評(píng)估中的實(shí)際應(yīng)用。

1 堆內(nèi)構(gòu)件老化評(píng)估方法

1.1 堆內(nèi)構(gòu)件老化機(jī)理及其影響

反應(yīng)堆運(yùn)行期間，由于處于高溫、高壓和高輻照的運(yùn)行介質(zhì)環(huán)境，特別是隨著服役時(shí)間的延長(zhǎng)，受一種或多種老化機(jī)理的綜合作用，會(huì)發(fā)生影響堆內(nèi)構(gòu)件安全功能的各種形式的變化。老化導(dǎo)致的退化是一個(gè)累積的變化過(guò)程，由設(shè)計(jì)、制造、安裝、運(yùn)行或維修不當(dāng)而導(dǎo)致超過(guò)預(yù)期限值的嚴(yán)重工況會(huì)加重零部件的退化。

根據(jù)世界范圍內(nèi)壓水堆核電站的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，堆內(nèi)構(gòu)件發(fā)生的老化機(jī)理主要有8種[2]，分別是疲勞、磨損、輻照脆化、應(yīng)力腐蝕開裂、應(yīng)力松弛、輻照促進(jìn)應(yīng)力腐蝕開裂、熱老化、輻照腫脹。不同的老化機(jī)理帶來(lái)的壓水堆堆內(nèi)構(gòu)件退化形式不同，基本上可以分為以下5類：

(1) 開裂(裂紋萌生和擴(kuò)展)；

(2) 斷裂韌性降低；

(3) 材料損失；

(4) 尺寸變化(包括機(jī)械變形、扭曲和/或棘輪)；

(5) 預(yù)緊力的喪失。

每種退化形式可能由一種或多種老化機(jī)理引起，而某種老化機(jī)理可能會(huì)導(dǎo)致混合的退化形式，如表1所示。

表1 堆內(nèi)構(gòu)件不同退化形式對(duì)應(yīng)的老化機(jī)理Table 1 Aging mechanisms for reactor internal degradation

1.2 老化評(píng)估方法概述

EPRI堆內(nèi)構(gòu)件老化評(píng)估方法的主要思路如下：

(1) 確定各老化機(jī)理的篩選準(zhǔn)則(如材料化學(xué)成分、中子注量、溫度和應(yīng)力等)，并將該準(zhǔn)則用于識(shí)別主要的老化機(jī)理和受老化影響的主要部件，對(duì)部件進(jìn)行初步分類。建立篩選準(zhǔn)則是該評(píng)估方法的基礎(chǔ)；

(2) 通過(guò)堆內(nèi)構(gòu)件故障模式、影響及危害分析(Failure Mode Effects and Criticality Analysis，F(xiàn)MECA)，半定量評(píng)估受到開裂、斷裂韌性降低、預(yù)緊力喪失、材料損失以及尺寸改變等老化效應(yīng)影響大的部件或區(qū)域；

(3) 結(jié)合篩選準(zhǔn)則，對(duì)識(shí)別出的主要堆內(nèi)構(gòu)件部件進(jìn)行功能性分析和老化評(píng)估。

相應(yīng)的評(píng)估流程如圖1所示。

圖1 壓水堆堆內(nèi)構(gòu)件篩選、FMECA分析和分類流程Fig.1 Implementation of Screening，F(xiàn)MECA and Categorization Process for PWR Internals

為了便于老化管理，根據(jù)壓水堆堆內(nèi)構(gòu)件部件受老化影響的顯著程度，在圖1中將所有堆內(nèi)構(gòu)件部件分為3個(gè)類別，對(duì)應(yīng)含義如下：

? 類別A

類別A部件是指老化效應(yīng)低于篩選準(zhǔn)則的部件，老化退化重要性是最低的。

? 類別C

類別C部件是指老化效應(yīng)在高于篩選準(zhǔn)則的水平的部件。這些主要部件對(duì)退化有中度或高度敏感性。這類部件尚未通過(guò)分析或試驗(yàn)證明其有足夠的能力抵抗破壞進(jìn)而保持預(yù)期功能。加強(qiáng)檢查(如加強(qiáng)VT-1，UT等)和/或監(jiān)督樣品用以確保評(píng)估老化效應(yīng)、檢驗(yàn)部件的功能性。

? 類別B

類別B部件包括對(duì)老化效應(yīng)中度敏感的但又不是主要部件的堆內(nèi)構(gòu)件部件，老化效應(yīng)通過(guò)篩選比較難以分類的部件。類別B部件可能需要額外的評(píng)估，以顯示在無(wú)功能性喪失條件下老化效應(yīng)的容許量。

通過(guò)判斷具有中度敏感性以及潛在的后果的非類別A、非類別C 部件，將歸類之類別B。如果通過(guò)已有的10年在役檢查結(jié)果或其他的老化管理計(jì)劃足以消除該類部件對(duì)安全性、可靠性和經(jīng)濟(jì)性的影響，那么這類部件又可以歸類到類別A。

1.3 老化機(jī)理篩選準(zhǔn)則

某種老化機(jī)理是否發(fā)生依賴于材料類型和組分、制造過(guò)程、產(chǎn)品形式、運(yùn)行環(huán)境(如中子注量、溫度和水化學(xué)條件)、應(yīng)力狀況(運(yùn)行應(yīng)力和殘余應(yīng)力)等等。因此，需要通過(guò)用特定的、定量的篩選準(zhǔn)則來(lái)判斷每種機(jī)理發(fā)生的可能性。通過(guò)對(duì)世界上堆內(nèi)構(gòu)件老化機(jī)理相關(guān)資料的梳理、分析、總結(jié)，結(jié)合工業(yè)實(shí)踐經(jīng)驗(yàn)、大量研究結(jié)果[4]，確定了堆內(nèi)構(gòu)件部件8種主要老化機(jī)理的篩選準(zhǔn)則，如表2所示。這為壓水堆堆內(nèi)構(gòu)件的老化評(píng)估提供了相對(duì)定量的分析方法。

表2 壓水堆堆內(nèi)構(gòu)件老化機(jī)理篩選準(zhǔn)則Table 2 Screening criteria of aging mechanisms in PWR internals

1.4 基于篩選準(zhǔn)則的初步分類

根據(jù)圖1，在獲得篩選輸入?yún)?shù)和篩選準(zhǔn)則的基礎(chǔ)上，即可對(duì)堆內(nèi)構(gòu)件部件進(jìn)行初步篩選。本質(zhì)上講，初步篩選過(guò)程是利用既定的篩選準(zhǔn)則，將堆內(nèi)構(gòu)件部件及相應(yīng)老化機(jī)理篩選和排除的過(guò)程。初步篩選的執(zhí)行流程如下：

(1) 對(duì)于每個(gè)部件和潛在的老化機(jī)理，基于中子注量、溫度、應(yīng)力和材料等篩選輸入?yún)?shù)進(jìn)行初步篩選，挑選出低于篩選準(zhǔn)則的部件，這些部件即屬于類別A。

(2) 對(duì)于剩余部件，利用當(dāng)前已有信息來(lái)識(shí)別每種潛在老化機(jī)理下的主要部件。在初始篩選階段剩余部件都?xì)w為非類別A，通過(guò)進(jìn)一步評(píng)估來(lái)確定老化影響的顯著程度。

1.5 FMECA分析

堆內(nèi)構(gòu)件的故障模式、影響及危害分析(FMECA)是一個(gè)自下而上的用于分析潛在失效發(fā)生對(duì)系統(tǒng)影響的方法。它通過(guò)逐一分析堆內(nèi)構(gòu)件各組成部件的不同失效對(duì)運(yùn)行、系統(tǒng)和周圍部件的影響，全面識(shí)別其中的主要部件，并為評(píng)價(jià)和改進(jìn)部件可靠性提供基本信息。

與篩選相結(jié)合的FMECA分析的目的是基于材料老化機(jī)理和功能分析(包括部件失效后果考慮、電站可靠性和經(jīng)濟(jì)影響考慮)為堆內(nèi)構(gòu)件分類和評(píng)級(jí)提供技術(shù)基礎(chǔ)。本質(zhì)上，F(xiàn)MECA是初步篩選和增強(qiáng)分級(jí)的中間步驟。

FMECA初步分析屬于定性分析，評(píng)估可能性和后果后可以達(dá)到半定量分析的目的。FMECA所涉及的定義以及相應(yīng)種類如下：

部件失效：給定部件因一種或多種老化機(jī)理導(dǎo)致材料退化，從而引起部件在正常運(yùn)行或事故條件下失去執(zhí)行其預(yù)期設(shè)計(jì)功能的能力。

失效可能性：部件在運(yùn)行壽期內(nèi)出現(xiàn)失效的可能性。表3定義了4種失效可能性。

表3 部件失效可能性描述Table 3 Description for component failure likelihood

堆芯損傷：對(duì)一個(gè)或多個(gè)燃料組件或其他堆內(nèi)構(gòu)件部件的物理?yè)p壞，或者通過(guò)燃料、堆芯支撐/燃料彈簧壓緊力喪失、松動(dòng)件、多個(gè)控制棒插棒能力喪失等直接影響削弱安全停堆能力。

損傷可能性：有條件的部件失效導(dǎo)致的堆芯損傷可能性不代表真實(shí)的失效可能性。損傷可能性可分為4類，如表4所示。

表4 損傷可能性分級(jí)與描述Table 4 Description for conditional damage likelihood

FMECA的結(jié)果是將所有的堆內(nèi)構(gòu)件部件分成四組，每組都是失效和損傷可能性排列組合的結(jié)果。分組結(jié)果如表5所示。分組3具有最高重要性，是最需要給予關(guān)注的部件，次要關(guān)注的是分組2和分組1。如果失效可能性為“無(wú)”，則該部件放在FMECA分組0，而分組0的部件將自然歸入類別A。

表5 堆內(nèi)構(gòu)件FMECA(重要性)分組Table 5 Reactor Internals FMECA(Significance)Groups

將上述邏輯方法應(yīng)用于所有堆內(nèi)構(gòu)件部件，最終結(jié)果將包含識(shí)別的材料和篩選出的老化機(jī)理，同時(shí)也包含了失效和損傷可能性的定性評(píng)估。

1.6 增強(qiáng)分級(jí)與識(shí)別主要部件

如圖1所示，堆內(nèi)構(gòu)件部件的評(píng)級(jí)和分類代表了最終步驟，該過(guò)程為后續(xù)功能評(píng)估相關(guān)聯(lián)的活動(dòng)的開展提供了基礎(chǔ)。

分組評(píng)級(jí)和增強(qiáng)分類任務(wù)的目標(biāo)是處理在上述FMECA表單中得到的半定量結(jié)果，識(shí)別出受老化影響的主要部件。因此FMECA評(píng)估結(jié)果將作為分類和評(píng)級(jí)處理的初始輸入。下一步工作即為基于FMECA結(jié)果，確定每個(gè)已識(shí)別部件的評(píng)級(jí)(如某部件屬于分組2)。對(duì)于受老化部件的相對(duì)重要性，評(píng)級(jí)過(guò)程主要考慮老化發(fā)生的可能性和受損傷的后果。

其中，老化發(fā)生可能性是指部件發(fā)生某種老化機(jī)理的可能性，主要是基于敏感性因子(如應(yīng)力、中子注量、溫度和材料)進(jìn)行判斷；損傷后果是指特定材料老化帶來(lái)的功能喪失可能性。

分組3包含那些確定的事件發(fā)生可能性和損傷后果均為最高排列組合的部件。分組1和分組2則代表相對(duì)低可能性和/或相對(duì)不嚴(yán)重后果排列組合的部件。

分組評(píng)級(jí)過(guò)程需要綜合考慮以下兩個(gè)因素：

? 由于一種或多種老化機(jī)理已識(shí)別，在一定程度上會(huì)引起哪種失效

? 該種失效會(huì)對(duì)安全性、可靠性和經(jīng)濟(jì)風(fēng)險(xiǎn)產(chǎn)生哪些后果

評(píng)級(jí)后的得出的分組3部件將是類別C部件(主要部件)的候選。根據(jù)類別C的定義，最終可以識(shí)別出該類別的部件。同樣，類別B部件也可以根據(jù)定義進(jìn)行識(shí)別。

2 適用性分析

EPRI形成的堆內(nèi)構(gòu)件老化分析評(píng)定方法主要是針對(duì)美國(guó)需要執(zhí)照更新的壓水堆核電站，通過(guò)該方法可以確定堆內(nèi)構(gòu)件的老化狀態(tài)以及是否滿足執(zhí)照更新的要求。當(dāng)前階段和知識(shí)水平下，某些老化機(jī)理僅可能通過(guò)EPRI的方法篩選出來(lái)，尚不能進(jìn)行進(jìn)一步分析和評(píng)估，但可通過(guò)補(bǔ)充檢查和監(jiān)測(cè)的方法對(duì)相應(yīng)部件進(jìn)行老化管理。總體而言，篩選過(guò)程基本做到了定量分析，在整個(gè)老化分析與評(píng)估過(guò)程中具有很強(qiáng)的操作性。

對(duì)于我國(guó)運(yùn)行中的壓水堆核電站，堆內(nèi)構(gòu)件的潛在老化機(jī)理也不外乎文中提到的8個(gè)。雖然應(yīng)力腐蝕、磨損、熱老化3種老化機(jī)理隨著運(yùn)行時(shí)間增長(zhǎng)，老化發(fā)生概率會(huì)有所增加，但是根據(jù)確定的老化篩選準(zhǔn)則，篩選評(píng)定過(guò)程與運(yùn)行階段基本無(wú)關(guān)。疲勞、輻照促進(jìn)應(yīng)力腐蝕開裂、輻照脆化、輻照腫脹以及應(yīng)力松弛5種老化機(jī)理均與運(yùn)行時(shí)間相關(guān)，對(duì)于運(yùn)行到某一時(shí)間的核電站，可以以當(dāng)前時(shí)間作為輸入，仍然按已有篩選準(zhǔn)則進(jìn)行評(píng)估。

對(duì)于我國(guó)的秦山CNP320機(jī)組，其設(shè)計(jì)壽期為30年。截止到現(xiàn)在已經(jīng)安全穩(wěn)定運(yùn)行了近25年，到了許可證延續(xù)的時(shí)候。這與EPRI推行老化評(píng)估對(duì)象是更加契合的。因此，EPRI的堆內(nèi)構(gòu)件老化評(píng)估方法對(duì)我國(guó)正在運(yùn)行的壓水堆核電站堆內(nèi)構(gòu)件的評(píng)估同樣是適用的，并且是迫切的。

3 老化評(píng)估方法在我國(guó)的應(yīng)用

及早評(píng)估堆內(nèi)構(gòu)件在當(dāng)前階段或運(yùn)行至某一階段的老化狀態(tài)，對(duì)確保核電廠的安全穩(wěn)定運(yùn)行、提高核電廠的經(jīng)濟(jì)性具有非常重要的現(xiàn)實(shí)意義。

目前，該評(píng)估方法在國(guó)內(nèi)已首次成功應(yīng)用于秦山CNP320機(jī)組和CNP650機(jī)組堆內(nèi)構(gòu)件的老化評(píng)估。通過(guò)對(duì)秦山CNP320機(jī)組和CNP650機(jī)組堆內(nèi)構(gòu)件相關(guān)的數(shù)據(jù)、報(bào)告進(jìn)行詳細(xì)的分析和整理，初步形成了與篩選準(zhǔn)則相對(duì)應(yīng)的篩選參數(shù)。經(jīng)過(guò)兩者的比較，分別獲得秦山CNP320機(jī)組和CNP650機(jī)組堆內(nèi)構(gòu)件的老化機(jī)理，完成堆內(nèi)構(gòu)件的老化機(jī)理分析和得到初步分類結(jié)果。然后進(jìn)一步通過(guò)FMECA分析，綜合考慮秦山CNP320機(jī)組和CNP650機(jī)組堆內(nèi)構(gòu)件老化發(fā)生的可能性和受損傷后果，對(duì)初步分類結(jié)果進(jìn)行分組評(píng)定，并最終識(shí)別出了受潛在老化影響的主要部件。

以秦山CNP320機(jī)組堆內(nèi)構(gòu)件為例，最終識(shí)別出的主要部件有吊籃筒身、吊籃螺釘、圍板輻板連接螺栓、堆芯下板、導(dǎo)向筒、通量導(dǎo)管和壓緊彈簧。對(duì)于圍板輻板連接螺栓，建議許可證延續(xù)前的4個(gè)燃料循環(huán)內(nèi)進(jìn)行100%(可達(dá))UT檢查，再運(yùn)行8個(gè)燃料循環(huán)后進(jìn)行UT檢查。結(jié)合秦山CNP320機(jī)組和CNP650機(jī)組堆內(nèi)構(gòu)件老化評(píng)估與分析結(jié)果，并按HAD103/12[6]的要求分別形成了針對(duì)性的老化管理分大綱。

堆內(nèi)構(gòu)件老化評(píng)估方法的成功應(yīng)用為秦山CNP320機(jī)組和CNP650機(jī)組堆內(nèi)構(gòu)件的老化管理工作奠定了基礎(chǔ)，同時(shí)對(duì)我國(guó)其他核電機(jī)組堆內(nèi)構(gòu)件的老化評(píng)估起到重要的借鑒作用。

[1] IAEA Safety Reports Series，No.15. Implementation and Review of a Nuclear Power Plant Ageing Management Programme，1999.

[2] IAEA-TECDOC-1119. Assessment and Management of Ageing of Major Nuclear Power Plant Components Important to Safety：PWR Vessel Internals. 1999.

[3] IAEA Technical Reports Series，No.338. Methodology for the Management of Aging of Nuclear Power Plant Components Important to Safety，1992.

[4] EPRI report 1012081.Materials Reliability Program: PWR Internals Material Aging Degradation Mechanism Screening and Threshold Values (MRP-175). EPRI 2005.

[5] EPRI Report 3002007960.Materials Reliability Program: Screening, Categorization, and Ranking of Reactor Internals Components for Westinghouse and Combustion Engineering PWR Design (MRP-191, Revision 1). EPRI 2016.

[6] HAD 103/12-2012，核動(dòng)力廠老化管理.

TheApproachofAgeingEvaluationforPWRInternalsanditsApplication

MENGFan-jiang1，SHIXiu-qiang1，DOUYi-kang1，ZHANGZhai1，XUFeng2，HUZheng-lin2

(1. Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute，Shanghai 200233，China；2. CNNC Nuclear Power Operations Management Co.，Ltd，Zhejiang 214303，China)

The approach of ageing evaluation for Pressurized Water Reactor(PWR)internals was introduced in this paper. Screening，categorization，and ranking of Reactor Internals Components are the main procedures during ageing evaluation. The evaluation results will provide a technical basis for ageing management of reactor internals. This approach is successfully applied on Qinshan CNP320 and CNP650 reactor internals’ ageing evaluation.

Reactor internals；Screening criteria；FMECA；Ageing evaluation

2016-05-11

孟凡江(1982—)，男，河北人，高級(jí)工程師，博士，現(xiàn)主要從事老化管理、腐蝕與防護(hù)工作

TL341

A

0258-0918(2017)05-0697-07