壓水堆核電廠堆內(nèi)構(gòu)件老化與壽命管理

李上元，王志敏，謝岱良

（廣西防城港核電有限公司，廣西防城港 538001）

0 引言

為確保核電廠設(shè)計壽命及延壽運行期間安全重要設(shè)備的老化劣化能夠保持在安全裕度以內(nèi)，需要對重大關(guān)鍵設(shè)備進行老化與壽命管理，緩解其老化劣化，以確保在電廠設(shè)計壽命及延壽運行期間的安全裕量高于電廠的要求值。核電廠堆內(nèi)構(gòu)件（RVI）是指反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)除燃料組件及其相關(guān)組件、堆芯測量、輻照樣品監(jiān)督管和隔熱套組件以外的所有堆芯支承構(gòu)件和堆內(nèi)結(jié)構(gòu)件，屬于核安全相關(guān)的非承壓設(shè)備，是核電廠老化管理工作的重點關(guān)注內(nèi)容，也是定期安全審查（PSR）與運行許可證延續(xù)論證中的重要組成部分。國內(nèi)外核電廠發(fā)生多起堆內(nèi)構(gòu)件老化失效事件，嚴重威脅核電廠的安全、穩(wěn)定運行。借助系統(tǒng)的堆內(nèi)構(gòu)件老化管理和壽命評價的方法，可及時發(fā)現(xiàn)和緩解堆內(nèi)構(gòu)件的老化，為維修活動提供技術(shù)參考，有效延長設(shè)備的服役壽命，確保其安全可靠性。

1 堆內(nèi)構(gòu)件老化機理

堆內(nèi)構(gòu)件主要由上部堆內(nèi)構(gòu)件、下部堆內(nèi)構(gòu)件和壓緊彈簧、嵌入件等組成，主要材料為奧氏體不銹鋼，部分部件采用鎳基合金，如嵌入件和緊固件等。堆內(nèi)構(gòu)件主要作用如下。

（1）為燃料組件及其他組件體總可靠的支承、壓緊和精確的定位，承受堆芯部件全部的載荷并傳遞給反應(yīng)堆壓力容器；

（2）確保控制棒驅(qū)動線的對中，為控制棒運動導向；

（3）構(gòu)成冷卻劑流道，合理分配流量并盡可能減少堆內(nèi)無效流量；

（4）為壓力容器提供熱屏蔽，減少它受中子的照射；

（5）為堆內(nèi)測量提供安裝和固定措施；

（6）為壓力容器材料輻照監(jiān)督試驗提供存放試樣的場所；

（7）在堆芯跌落事故下，為堆芯提供二次支承。

通過對CPR1000 機組堆內(nèi)構(gòu)件的基礎(chǔ)信息分析，堆內(nèi)構(gòu)件典型的老化機理主要包括：應(yīng)力腐蝕開裂（Stress Corrosion Cracking，SCC）、輻照促進應(yīng)力腐蝕開裂（Irradiation-Assisted Stress Corrosion Cracking，IASCC）、磨損（Wear）、疲勞（Fatigue）、中子輻照脆化（Irradiation Embrittlement，IE）、熱老化（Thermal Aging，TA）、熱和輻照促進的應(yīng)力松弛（Thermal and Irradiation Enhanced Stress Relaxation）、空洞腫脹（Void Swelling）。堆內(nèi)構(gòu)件典型的老化效應(yīng)主要包括、開裂、材料損失、斷裂韌性下降、尺寸變化、預應(yīng)力損失。目前國內(nèi)外發(fā)生的堆內(nèi)構(gòu)件老化事件主要涉及到應(yīng)力腐蝕開裂、疲勞、磨損等，包括中子輻照的影響，已出現(xiàn)的堆內(nèi)構(gòu)件部件失效及有關(guān)的老化機理見表1。

表1 已發(fā)生部件失效的老化機理

2 堆內(nèi)構(gòu)件壽命評價分析

堆內(nèi)構(gòu)件的壽命評價應(yīng)建立在堆內(nèi)構(gòu)件老化機理分析的基礎(chǔ)上，篩選出堆內(nèi)構(gòu)件壽命評價關(guān)注的部件及評估對象，根據(jù)對各部件老化機理的認識深度分別進行狀態(tài)評價，最后對評價結(jié)果進行總結(jié)，獲取對堆內(nèi)構(gòu)件的壽命評價結(jié)果。堆內(nèi)構(gòu)件壽命評價對象選擇的基本原則：①核電領(lǐng)域反饋發(fā)生過老化失效或研究關(guān)注度比較高的部件及其老化機理；②難以修復或者難以更換的部件；③老化失效會直接或間接影響設(shè)備整體運行壽命的部件。

考慮到堆內(nèi)構(gòu)件的結(jié)構(gòu)復雜性、輻照劑量高、修復或更換經(jīng)濟成本高等因素，確定堆內(nèi)構(gòu)件開展壽命評價關(guān)注的部件及其老化機理：①疲勞，關(guān)注堆內(nèi)構(gòu)件所有部件；②中子輻照脆化，重點關(guān)注圍板；③磨損，重點關(guān)注RIC 指套管；④輻照促進應(yīng)力腐蝕開裂IASCC，重點關(guān)注圍板成型板連接螺栓。

2.1 疲勞評估

疲勞指由脈動載荷和溫度引起的重復應(yīng)力或張力循環(huán)所導致的結(jié)構(gòu)性能劣化，在周期性的重復加載后，在微觀結(jié)構(gòu)破壞處逐漸出現(xiàn)宏觀裂紋并持續(xù)增長的材料失效現(xiàn)象。EPRI 1013234研究認為，堆內(nèi)構(gòu)件壽期內(nèi)累積疲勞損傷因子CUF 應(yīng)不超過0.1，否則將不滿足服役的要求。

疲勞壽命估算包括裂紋發(fā)生和裂縫擴展。通常針對一個具體位置由實際的或設(shè)計基準循環(huán)載荷給出的疲勞使用因子來估算裂紋發(fā)生，在了解所施加載荷的序列和重復頻率的基礎(chǔ)上預測裂紋發(fā)生的時間。

2.2 中子輻照脆化評估

堆內(nèi)構(gòu)件材料對輻照脆化都有一定程度的敏感性，材料抗裂紋擴展阻力隨著中子注量升高而下降。中子輻照脆化評估需要詳細的有限元分析和有足夠的相關(guān)材料特性數(shù)據(jù)（如裂紋擴展率、斷裂韌性），可通過3 個方面考慮：①中子通量圖繪制、計算；②利用輻照脆化所需的中子通量預測結(jié)果，預測給定部件輻照脆化的程度；③對運行中更換下來的或發(fā)生故障的堆內(nèi)構(gòu)件部件進行試驗分析。其中快中子注量為快中子注量率與輻照時間的積分，計算公式如下。

式中 φ（t）——程序計算給出的指定位置的快中子注量率，n/cm2·s

t——總的輻照時間，s

φ——指定位置的快中子注量

2.3 磨損評估

磨損指兩個材料表面間的相對移動或在硬件作用下引起的材料表面層剝落。由連續(xù)磨擦面之間的小幅度振動造成的性能劣化通常為微振磨損；導致兩個部件之間間歇滑動接觸的相對大幅度的振動稱為滑動磨損或磨損；微振磨損和磨損的主要應(yīng)力源為流致振動。

研究表明，在堆內(nèi)構(gòu)件某些特定部件上由于流致振動引起機械磨損導致的性能劣化，典型的部件如底部儀表測量系統(tǒng)（RIC）指套管等。核電廠對RIC 指套管開展渦流檢查（ET），并根據(jù)檢查結(jié)果制定了策略（表2），以保證RIC 指套管的磨損乃至失效對堆內(nèi)構(gòu)件的運行不會產(chǎn)生安全隱患。

表2 指套管維修及更換策略

2.4 輻照促進應(yīng)力腐蝕開裂評估

應(yīng)力腐蝕開裂（SCC）是指承受應(yīng)力的合金在腐蝕性環(huán)境中由于裂紋的擴展而失效，是一個由機械、電化學和治金因素疊加作用引起的復雜現(xiàn)象。SCC 的3 個必要條件是腐蝕環(huán)境、拉應(yīng)力和敏感材料，這3 個因素必須同時存在，如果缺少一個或3 個因素中的一個降至某一個閾值水平以下就可消除SCC。

輻照促進應(yīng)力腐蝕開裂（IASCC）是在輻照作用下、一種“特殊”的SCC 現(xiàn)象。IASCC 的敏感性很大程度上取決于中子流的輻照水平。堆內(nèi)構(gòu)件圍板成型板連接螺栓材料為奧氏體不銹鋼，螺栓處于應(yīng)力集中區(qū)域，同時受到輻照的影響，因此IASCC 是導致圍板成型板組件（尤其是連接螺栓）老化降級的主要影響機理。連接螺栓IASCC 的壽命評價過程如下。

（1）利用包含有關(guān)輻照影響堆內(nèi)構(gòu)件材料對應(yīng)力腐蝕裂紋（包括裂紋類型，IGSCC 或TGSCC；材料化學性質(zhì)和最重要的中子通量/dpa 水平）敏感性的資料的數(shù)據(jù)庫，根據(jù)該數(shù)據(jù)庫中提供的資料定期進行在役檢查；

（2）如果在役檢查報告指出有缺陷跡象裂縫時，利用斷裂力學方法學進行疲勞產(chǎn)生和裂紋增長情況分析；

（3）進行確定論或概率論的結(jié)構(gòu)分析，確定可容許的裂紋螺栓的最大數(shù)目。

3 堆內(nèi)構(gòu)件老化管理大綱

為了維持堆內(nèi)構(gòu)件運行的完整性和適當性，需要將與堆內(nèi)構(gòu)件的老化有關(guān)的性能劣化控制在規(guī)定的限值內(nèi)。老化管理大綱（AMP）的建立主要依據(jù)國際原子能組織IAEA 相關(guān)導則中提出的PDCA 戴明環(huán)的方法，以堆內(nèi)構(gòu)件老化的認知為基礎(chǔ)，通過系統(tǒng)的老化管理過程可以有效地控制性能劣化。主要老化管理任務(wù)為：①運行在規(guī)定的運行工況內(nèi)，使得性能劣化速率最小（管理老化機理）；②按要求進行檢查和監(jiān)測，使得能及時探測并表征性能劣化情況并驗證老化預測情況；③評估性能劣化情況，以確定運行的完整性和適當性；④維修，即修復或更換，以糾正或消除不可接受的性能劣化（管理老化效應(yīng)）。

（1）堆內(nèi)構(gòu)件老化認知基于堆內(nèi)構(gòu)件的基本信息、運行和維修歷史以及外部的經(jīng)驗。應(yīng)不斷更新認知的內(nèi)容，為改進老化管理大綱提供可靠的基礎(chǔ)，使之與運行、檢查、監(jiān)測、評估及維修的方法和實踐相一致。

（2）與堆內(nèi)構(gòu)件老化管理有關(guān)的現(xiàn)有大綱一般包括運行、監(jiān)督和維修大綱以及運行經(jīng)驗反饋、研究/開發(fā)和技術(shù)支持大綱，堆內(nèi)構(gòu)件老化管理大綱的整合包括適用的管理要求和安全準則，相關(guān)的大綱和活動及其在老化管理過程中的各自作用，用于大綱整合和連續(xù)改進的機制。老化管理大綱的持續(xù)改進或優(yōu)化以堆內(nèi)構(gòu)件老化的目前認知水平以及定期自評估和同行評審的結(jié)果為基礎(chǔ)。

（3）堆內(nèi)構(gòu)件處在超出規(guī)定限值的運行工況下（溫度，壓力和水化學）可能導致加速老化和過早性能劣化。應(yīng)當通過將運行工況保持在規(guī)定的運行限值內(nèi)來避免堆內(nèi)構(gòu)件加速老化：按照設(shè)計的規(guī)程進行維修以避免由硼酸或其他含鹵素的化學物質(zhì)污染堆內(nèi)構(gòu)件部件，對預測老化所致性能劣化以及確定相應(yīng)老化管理行動所必要的運行數(shù)據(jù)進行在線監(jiān)測并保存記錄，通過燃料裝載方案控制輻照脆化、IASCC 和腫脹的速率。

（4）堆內(nèi)構(gòu)件檢查和監(jiān)測活動應(yīng)能在危及堆內(nèi)構(gòu)件安全裕度前探測并表征部件的顯著性能劣化，堆內(nèi)構(gòu)件檢查結(jié)果連同對堆內(nèi)構(gòu)件性能劣化的認知為通過維持和/或改變運行工況來控制所探測到的老化效應(yīng)提供基礎(chǔ)。完整性評估用于評估所有堆內(nèi)構(gòu)件部件（圍板、幅板和圍板螺栓、堆芯吊籃等）在整個運行間隔內(nèi)（直至下次計劃檢查為止）的以規(guī)定的安全裕度執(zhí)行所要求的安全功能的能力。

（5）堆內(nèi)構(gòu)件各種不同部件的維修活動用來控制由檢查和監(jiān)測方法探測到的老化效應(yīng)。維修活動類型和時機，取決于對已觀察到的老化效應(yīng)的評估結(jié)果以及可采用維修技術(shù)的有效性。

4 總結(jié)

為保證堆內(nèi)構(gòu)件安全性能滿足服役要求，需準確識別潛在老化機理，不斷研究并深入了解，通過運行、檢查、監(jiān)督、試驗及維修等手段進行有效控制，并進行系統(tǒng)的老化管理，延長其服役壽命，有效提高核電廠的運行水平。