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核電廠蒸汽發(fā)生器老化管理分析研究

2021-10-30 05:39:26馬若群盛朝陽呂云鶴
核安全 2021年5期
關(guān)鍵詞:冷卻劑導(dǎo)則大綱

馬若群,王 臣,盛朝陽,高 晨,呂云鶴,*

(1.生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心,北京 100082;2.中機生產(chǎn)力促進中心,北京 100044)

核電廠的蒸汽發(fā)生器(Steam Generator,簡稱SG)是一種大型熱交換器,其功能是利用反應(yīng)堆一回路的熱量使二次側(cè)的水沸騰,產(chǎn)生蒸汽驅(qū)動汽輪機產(chǎn)生電力。SG的主要安全功能在于作為放射性一次側(cè)與非放射性二次側(cè)之間的屏障是否能夠等到有效保障[1]。

SG為殼-管式熱交換器,其中每臺SG有幾千根傳熱管。根據(jù)國內(nèi)外經(jīng)驗反饋,SG傳熱管的腐蝕破損是影響核電廠非計劃停堆和經(jīng)濟代價的重要因素[2]。

為防止或緩解SG傳熱管的腐蝕破裂,延長SG的使用年限,核電廠應(yīng)對SG進行老化管理,編制老化管理大綱、通過控制SG的水化學(xué)環(huán)境、必要的在役檢查檢測等措施,緩解SG的老化降質(zhì),以確保SG的結(jié)構(gòu)完整性。本文將通過對SG的制造類型、老化機理、檢查和監(jiān)測、運行管理和老化管理大綱等方面進行介紹。

1 SG的制造類型

SG的主要作用是將核電廠一回路冷卻劑中的熱量傳遞給二回路,使二回路的給水轉(zhuǎn)變?yōu)檎羝?,以?qū)動汽輪發(fā)電機發(fā)電。

SG由下部構(gòu)件(蒸發(fā)段)和上部構(gòu)件(汽水分離段)兩大部分組成。下部構(gòu)件主要有:下封頭、管板、下部筒節(jié)、U形傳熱管、管束套筒、支撐隔板等;上部構(gòu)件主要有:一級分離器、二級分離器、給水環(huán)管、限流器、上封頭、上部筒節(jié)等。SG的一次側(cè)屬于核安全一級,是反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的重要部件。因此SG的安全、可靠運行是核電廠安全性、經(jīng)濟性的保障。

SG可分為不同的類型。根據(jù)二回路介質(zhì)在SG內(nèi)的流動方式,可分為自然循環(huán)式、直流式SG;按傳熱管形狀分類,可分為U形管式、直管式、螺旋盤管式SG;按設(shè)備安裝方式分類,可分為立式和臥式SG。以下對SG的類型進行簡要概述。

自然循環(huán)SG是一種直立的,具有外殼、U形傳熱管以及完整汽-水分離裝置的設(shè)備。簡化的壓水堆自然循環(huán)SG截面圖如圖1所示。典型的自然循環(huán)SG剖視圖如圖2所示。大型圓筒形容器包圍住倒置的U形管束,管束由幾千根單獨的U形管組成,在自然循環(huán)SG容器底部附近,每根傳熱管末端與一個厚金屬板(稱為管板)焊接的部位有一個孔洞。SG冷卻劑通過一個入口接管進入半球形底部,流過U形管并在下部空腔經(jīng)出口接管流出。在管板下面的下部腔室中,一塊金屬板將進入和流出的主冷卻劑分隔開,并引導(dǎo)冷卻劑流經(jīng)傳熱管。

圖1 自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器截面圖Fig.1 Schematic PWR recirculating steam generator cross section

圖2 自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器剖視圖Fig.2 Schematic PWR recirculating steam generator(cutaway view)

傳熱管由若干金屬隔板或方格形分壓器支撐,這些金屬板或分壓器沿著傳熱管管束豎直分布,在多個位置固定,在管束U形彎曲區(qū)域有各種形狀的條棒和小金屬板。自然循環(huán)SG上部區(qū)域包括給水管道系統(tǒng)接管和不同的旋流型汽-水分離器以及蒸汽干燥器。

典型的壓水堆(Pressurized Water Reactor,簡稱PWR)自然循環(huán)SG有西屋8個型號、巴威1個型號和燃燒工程2個型號,以及我國的CPR1000機組55/19B型SG,AP1000機組Delta-125型SG和EPR型壓水堆的SG[3]。

俄羅斯設(shè)計的VVER-440型和VVER1000型核電廠使用水平放置的管殼式SG,其中VVER-1000應(yīng)用于田灣核電廠。SG的組成部件包括一個壓力容器、一個水平放置的傳熱管管束、兩個直立的冷卻劑集流管、一個給水管道系統(tǒng)、汽-水分離裝置和蒸汽收集管(如圖3所示)。

圖3 VVER-1000 SGFig.3 VVER-1000 SG

主冷卻劑通過豎直的冷卻劑集流管熱段進入SG,流過水平放置的浸入水中的不銹鋼傳熱管,然后經(jīng)豎直的集流管冷段流出。傳熱管末端穿入集流管管壁(其作用與壓水堆SG管板功能相似),并焊接在集流管內(nèi)壁表面。SG壓力容器是水平圓柱形筒體,使用碳素鋼(VVER-440)或者低合金珠光體鋼(VVER-1000)材料,由鍛造外殼、沖壓橢圓形封頭和沖壓支管及人孔一起焊接而成。冷、熱冷卻劑集流管垂直貫穿圓柱形筒體中部。集流管采用具有高拉伸性能的低合金鋼制造,表面覆蓋一層不銹鋼。傳熱管則是三角形交錯布置,傳熱管管束均完全浸入水中。柵格由不銹鋼棒和沖壓波紋板組成,用于保持傳熱管整齊排列和穩(wěn)定。

2 SG的老化機理

經(jīng)過多年的運行經(jīng)驗反饋和統(tǒng)計,SG各部件的老化機理大致分為:一次側(cè)應(yīng)力腐蝕開裂(Pri?mary Water Stress Corrosion Crack,簡稱PWSCC)、二次側(cè)應(yīng)力腐蝕開裂(Outside Diameter Stress Cor?rosion Cracking,簡稱ODSCC)、晶間應(yīng)力腐蝕開裂(Intergranular Stress Corrosion Cracking,簡稱IG?SCC)、晶間侵蝕(Intergranular Attack,簡稱IGA)、微振磨損、點蝕、凹痕、高周疲勞等[4-6](如圖4所示)。以下對這些老化機理進行概述。

圖4 蒸汽發(fā)生器老化機理及發(fā)生位置Fig.4 The location of aging mechanism on the steam generator

2.1 一次側(cè)應(yīng)力腐蝕開裂(PWSCC)

一次側(cè)應(yīng)力腐蝕是一種晶間腐蝕破裂[7],主要取決于以下3個因素:(1)腐蝕環(huán)境(高溫水),一次側(cè)的水溫是導(dǎo)致PWSCC的主要因素;(2)高的殘余拉應(yīng)力或工作應(yīng)力,主要指制造和安裝階段產(chǎn)生的殘余應(yīng)力以及運行階段的工作應(yīng)力。(3)敏感的管子微觀結(jié)構(gòu),奧氏體合金的腐蝕行為主要取決于鎳和鉻的成分。從圖5可以看出,Inconel-600易受PWSCC的影響,而Inco?nel-690和Inconel-800則不易受一回路應(yīng)力腐蝕開裂的影響。

圖5 傳熱管中鎳含量對SCC的敏感示意圖Fig.5 Schematic diagram showing the influence of nickel content on the cracking processes

2.2 二次側(cè)應(yīng)力腐蝕開裂(ODSCC)

ODSCC常發(fā)生在二回路傳熱管外表面,包括IGSCC和IGA。ODSCC產(chǎn)生的原因主要取決于SG內(nèi)的雜質(zhì)濃度。冷凝器泄漏、補水系統(tǒng)雜質(zhì)、管道和熱交換器腐蝕以及除鹽裝置泄漏是雜質(zhì)的來源,這些雜質(zhì)隨著給水系統(tǒng)進入SG,從而產(chǎn)生ODSCC。由于ODSCC開裂可能有多種存在形式(軸向短裂紋、軸向長裂紋、周向裂紋、網(wǎng)狀腐蝕等),需要合理考慮對這些ODSCC降質(zhì)的檢測。

2.3 微振磨損、磨蝕和減薄

這幾類SG降質(zhì)主要是由于機械降質(zhì)原因直接產(chǎn)生或者間接產(chǎn)生導(dǎo)致的。摩擦表面間連續(xù)不斷的小振幅、擺動、運動引起的降質(zhì),一般稱為微振磨損;傳熱管較大幅度的振動,使傳熱管和支撐板間產(chǎn)生周期性的滑動接觸,一般稱為磨蝕;減薄則主要是由振動和腐蝕共同產(chǎn)生的。

流致振動是產(chǎn)生微振磨損和磨蝕的主要原因。傳熱管的振動可能是由于流體的橫向或者平向流動引起的。這些機理的產(chǎn)生由傳熱管的支撐位置、支撐板的剛性、傳熱管和支撐板之間的間隙、二回路流速和流向以及傳熱管表層氧化膜特性等因素決定。

2.4 點蝕

點蝕是由氯化物或硫酸根加速的局部腐蝕電池引起,表現(xiàn)為傳熱管壁由于局部腐蝕電池效應(yīng)而出現(xiàn)小直徑的穿透,使得傳熱管壁厚較薄的地方出現(xiàn)點蝕降質(zhì)。產(chǎn)生點蝕的原因主要是由于冷凝器泄漏、離子交換器漏入的金屬顆粒、樹脂碎片或再生化學(xué)物質(zhì)的泄漏,從而引入氯化物或硫酸根等雜質(zhì)形成點蝕。

2.5 凹痕

凹痕主要是由于傳熱管與支撐板接觸處或傳熱管在管板內(nèi)部接觸處的收縮或機械變形。傳熱管與支撐板或管板之間的環(huán)形區(qū)域內(nèi)沉積物的累積和腐蝕產(chǎn)物的增加是造成凹痕的主要原因,某些核電廠的雜質(zhì)堆積區(qū)也發(fā)現(xiàn)了凹痕。凹痕不會單獨導(dǎo)致傳熱管管壁穿透或降低傳熱管的完整性,但是在核電廠的凹痕較嚴重時,將可能對傳熱管支撐結(jié)構(gòu)造成損壞。

2.6 高周疲勞

高周疲勞是指由于高振幅與低疲勞強度相結(jié)合,從而可能導(dǎo)致疲勞失效??拐駰l支撐不當,并伴隨高頻率再循環(huán)會導(dǎo)致SG傳熱管振動。傳熱管制造階段存在的較高的平均應(yīng)力(如殘余應(yīng)力)或制造安裝缺陷,使材料的疲勞強度降低。存在這樣情況的傳熱管,易受高周疲勞失效的影響。

3 SG的檢查和監(jiān)測

定期對SG進行檢查和監(jiān)測是為了及時發(fā)現(xiàn)設(shè)備或部件的老化降質(zhì),以避免SG的安全功能受到影響,并且檢查和監(jiān)測的結(jié)果為后續(xù)運行工況的運行策略的更改提供了依據(jù),為老化管理措施的優(yōu)化或維修的方式和時機提供了技術(shù)支撐。

對于SG的老化管理方面的檢查和監(jiān)測主要包括以下幾個方面的內(nèi)容[8]:

(1)役前和在役檢查;

(2)一次側(cè)、二次側(cè)無損檢查;

(3)給水接管及其臨近區(qū)域的疲勞監(jiān)測;

(4)核素N-16監(jiān)測;

(5)內(nèi)部松動部件監(jiān)測;

(6)一次側(cè)水室目視檢查;

(7)二次側(cè)目視檢查和異物取出;

(8)汽水分離部件檢查。

除了給水接管及其臨近區(qū)域的疲勞監(jiān)測和汽水分離器部件檢查外,其他檢查和監(jiān)測項目都有相應(yīng)的大綱和程序進行管理和實施[9]。表1對國際上主要國家對于傳熱管檢查的要求進行了梳理。

表1 各國的檢查要求Table 1 Inspection requirements of nations

4 SG的運行管理

SG的運行狀況對SG降質(zhì)的影響較為顯著,通過控制和優(yōu)化運行狀態(tài)所采取的管理方法將幫助核電廠操作員防止或至少減輕蒸汽發(fā)生器老化所導(dǎo)致的性能劣化,從而使部件的壽命盡量延長[10-12]。這些措施的實施在成本代價上有望比修理或更換蒸汽發(fā)生器要經(jīng)濟,而且可能為延長某些蒸汽發(fā)生器的運行提供所需的額外保證。這些運行管理見表2。

表2 SG運行管理措施要求Table 2 Operational management measures requirements of SG

運行數(shù)據(jù)提供了蒸汽發(fā)生器的服役條件下的歷史信息,這些數(shù)據(jù)應(yīng)與原始的設(shè)計基準進行比較,核對不符合之處。運行數(shù)據(jù)有特殊的價值,可用于詳細評估老化機理的未來潛在影響。

檢查和監(jiān)督數(shù)據(jù)提供了蒸汽發(fā)生器服役狀態(tài)的歷史信息和判斷當前性能的基準。這對跟蹤性能劣化的進程極有價值。數(shù)據(jù)需經(jīng)審查,以確認蒸汽發(fā)生器的服役狀態(tài)隨時間的變化是穩(wěn)定的、可預(yù)測的。同樣,這些數(shù)據(jù)對于判斷已經(jīng)執(zhí)行的維修措施的有效性也十分重要。

核電廠特定類型的蒸汽發(fā)生器還需考慮特定的數(shù)據(jù)資料及其重要性。如有必要,還應(yīng)建立蒸汽發(fā)生器老化管理數(shù)據(jù)庫,用于滿足今后對數(shù)據(jù)的查詢和分析。

5 SG老化管理大綱

核電廠應(yīng)建立并實施SG老化管理大綱(Ag?ing Management Program,簡稱AMP),它將現(xiàn)有的與SG老化管理相關(guān)的文件、程序、準則、活動有機地結(jié)合起來,形成一個系統(tǒng)的程序,包括協(xié)調(diào)和優(yōu)化電站與SG有關(guān)的運行大綱、監(jiān)督程序、維護大綱,運行經(jīng)驗反饋,研究與開發(fā)綱要以及技術(shù)支持程序等。通過AMP的有效實施,可以及時發(fā)現(xiàn)SG存在的老化機理,并通過采取針對性措施,以控制和緩解老化降質(zhì),保證SG的結(jié)構(gòu)完整性和功能完整性。

IAEA技術(shù)導(dǎo)則《核電廠主要安全重要部件老化的評估和管理:SG》(IAEA-TECDOC-1668)[13]記錄了核電廠SG老化評估和管理的現(xiàn)行做法,并提供了當前SG老化管理的檢查、監(jiān)測和維護做法,并為各成員國制定具體的SG老化管理大綱提供了指導(dǎo)意見。

美國核管會(United States Nuclear Regulato?ry Commission,簡稱U.S.NRC)頒布的NUREG 1801報告(GALL)[14]中對SG的各個部件的材料、老化機理以及所采取的措施進行了舉例,并在附錄中對SG的AMP進行了概述。核電廠可根據(jù)此報告對比自身情況,進行SG的老化管理。

美國SG的AMP是根據(jù)美國核能研究所(The Nuclear Energy Institute,簡稱NEI)97-06《SG老化管理大綱導(dǎo)則》[15]建立的。該大綱參考了許多行業(yè)導(dǎo)則(例如EPRI壓水堆SG檢查導(dǎo)則、壓水堆一次側(cè)至二次側(cè)泄漏導(dǎo)則、壓水堆一回路水化學(xué)導(dǎo)則、壓水堆二回路水化學(xué)導(dǎo)則、SG完整性評估導(dǎo)則、SG現(xiàn)場壓力試驗導(dǎo)則),這些行業(yè)導(dǎo)則結(jié)合了預(yù)防、緩解、檢查、評估、維修和泄漏監(jiān)測等措施。

根據(jù)上述技術(shù)文件,適用于SG的AMP應(yīng)包括以下內(nèi)容:大綱范圍、預(yù)防措施、參數(shù)監(jiān)測/檢測、老化效應(yīng)探測、趨勢分析和評估、驗收標準、糾正措施、質(zhì)量管理、運行經(jīng)驗等方面。

對SG老化認知來自SG的基準數(shù)據(jù),運行和維修歷史以及外部經(jīng)驗。這種認知應(yīng)根據(jù)實施的AMP開展的工作不斷更新,并對AMP的有效性進行評估,以此持續(xù)對AMP進行優(yōu)化和更新。

6 總結(jié)與建議

通過對SG的功能作用、建造類型、老化機理、檢查和監(jiān)測、運行管理和老化管理大綱的描述,結(jié)合SG在核電廠運行中所起的關(guān)鍵作用和對安全的重要影響,對SG實施有效的老化管理是保證核電廠安全、經(jīng)濟的運行中必不可少的關(guān)鍵因素。筆者對核電廠SG的老化管理提出如下建議:

(1)應(yīng)根據(jù)電廠的SG類型和材料特性,結(jié)合國內(nèi)外運行經(jīng)驗和技術(shù)文件,梳理和分析適用于自身的SG老化機理,并對其開展研究。

(2)應(yīng)編制SG的檢查和監(jiān)測程序,以及對檢測數(shù)據(jù)進行收集和整理。SG運行數(shù)據(jù)的收集和整理,對今后核電廠的許可證延續(xù)、SG的狀態(tài)評估以及維修等管理措施提供了輸入和依據(jù)。

(3)加強和優(yōu)化SG的運行管理,通過對上述老化機理的理解掌握,以及對檢測數(shù)據(jù)的收集整理,可以對SG運行管理的持續(xù)性優(yōu)化提供支持。

(4)應(yīng)盡可能早的開發(fā)實施SG的老化管理大綱,以便協(xié)調(diào)核電廠各個技術(shù)接口,整合和優(yōu)化各專業(yè)程序。

(5)持續(xù)開展老化管理經(jīng)驗反饋,及時分享相關(guān)經(jīng)驗,推廣良好實踐,汲取經(jīng)驗教訓(xùn),避免同類事件重復(fù)發(fā)生,保證設(shè)備安全運行。

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