闕家嘉,羅衛(wèi)華,史芳杰,湯志杰
(1.蘇州熱工研究院有限公司,江蘇蘇州215000;2.大亞灣核電運營管理有限責(zé)任公司,廣東深圳518124)
核電廠的設(shè)計壽命通常為40年,為了延長機組壽命,必須對核電廠進行全面安全評估和改造。20世紀(jì)80年代以后,如何對核電廠構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件(SSCs)實施老化壽命管理成為一個國際關(guān)注的課題。
近年來,我國核安全局出臺了一系列的法規(guī)、導(dǎo)則,對核電廠SSCs老化管理工作提出了明確要求,要求在核動力廠壽期內(nèi)的設(shè)計、建造、調(diào)試、運行(包括延壽運行和長期停堆)和退役各階段都應(yīng)考慮SSCs的老化管理[1]。支撐結(jié)構(gòu)附屬于構(gòu)筑物,也不能例外。
因此,在核電廠許可證延續(xù)中,支撐結(jié)構(gòu)的老化管理需要得到關(guān)注和執(zhí)行。目前,在運營的核電廠中,支撐結(jié)構(gòu)數(shù)量巨大,且普遍出現(xiàn)老化。此外,我國許多電廠對于支撐結(jié)構(gòu)的老化并未提高重視,缺乏系統(tǒng)性老化管理,極易引起支撐結(jié)構(gòu)預(yù)定功能的失效,給其相連接的設(shè)備和管道的安全運行帶來重大隱患。因此,有必要對核電廠支撐結(jié)構(gòu)老化管理方法展開深入地探討,完善老化管理體系,使支撐結(jié)構(gòu)在機組運行以及延續(xù)運行期間實現(xiàn)其預(yù)期功能,提高電廠生產(chǎn)運行的安全性。
國際原子能機構(gòu)(IAEA)推薦的老化管理方法包含3個階段:選擇實施核電廠老化管理的部件清單、理解選定部件的老化機理、綜合性深入的老化研究[2]。根據(jù)行業(yè)經(jīng)驗,在核電廠許可證延續(xù)論證時,支撐結(jié)構(gòu)也應(yīng)執(zhí)行這樣的流程。
支撐結(jié)構(gòu)是指可以將部件載荷傳遞給構(gòu)筑物或其鋼構(gòu)件的結(jié)構(gòu)部件,通常與構(gòu)筑物或系統(tǒng)部件相連。支撐結(jié)構(gòu)包含的范圍很廣,主要分為機械設(shè)備支撐、電儀設(shè)備支撐和構(gòu)筑物支撐。在RCC-M《壓水堆核島機械設(shè)備設(shè)計和建造規(guī)則》[3]H篇中定義了機械設(shè)備支撐的分級,級別與被支撐的機械設(shè)備的核安全級別有關(guān),核1級機械設(shè)備的支撐結(jié)構(gòu)為S1級,核2級或3級設(shè)備的支撐結(jié)構(gòu)為S2級,非核級機械設(shè)備的支撐結(jié)構(gòu)為NC級,其余電儀類、構(gòu)筑物類支撐不進行分級。根據(jù)支撐的分類和分級,支撐具體分類如表1所示。
表1 支撐結(jié)構(gòu)分類
支撐結(jié)構(gòu)老化管理范圍必須包含核級支撐,并且還應(yīng)以保守的原則考慮核級設(shè)備的空間關(guān)聯(lián)性,保守認(rèn)為,包容在運行許可證有效期限安全評估范圍內(nèi)的核級設(shè)備所在構(gòu)筑物區(qū)域內(nèi)所有支撐結(jié)構(gòu)的預(yù)定功能喪失均會對在該范圍內(nèi)的設(shè)備造成影響,因此,該構(gòu)筑物區(qū)域內(nèi)所有支撐結(jié)構(gòu)均屬于老化管理范圍。
目前,運行的核電廠中普遍出現(xiàn)支撐結(jié)構(gòu)的老化現(xiàn)象,通過結(jié)合支撐結(jié)構(gòu)材料、所處環(huán)境以及受力情況進行分析,支撐結(jié)構(gòu)的老化效應(yīng)主要有材料損失、機械性能損失、開裂、預(yù)載荷損失、減振功能降低。
材料損失通常表現(xiàn)為材料溶解、腐蝕產(chǎn)物堆積和點蝕。材料損失主要與材料的耐腐蝕性和所處環(huán)境有直接關(guān)系。支撐結(jié)構(gòu)的材料主要是碳鋼,部分重要支撐可能采用合金鋼或不銹鋼材料。所處的環(huán)境主要為室內(nèi)空氣,少部分處于室外。故引起核電廠支撐結(jié)構(gòu)材料損失的老化機理則一般為均勻腐蝕、點蝕、縫隙腐蝕和硼酸腐蝕。
支撐結(jié)構(gòu)機械性能損失的老化機理主要有變形、過載、振動以及循環(huán)熱載荷引起的疲勞。在這些機理的作用下,會引起支撐結(jié)構(gòu)的材料剛度、強度、硬度以及結(jié)構(gòu)穩(wěn)定性發(fā)生改變,從而導(dǎo)致支撐結(jié)構(gòu)的機械性能損失。
開裂這種老化效應(yīng)主要體現(xiàn)為支撐部件開裂或是支撐焊縫開裂以及高強度結(jié)構(gòu)螺栓(實測屈服強度大于1034MPa)的應(yīng)力腐蝕開裂。在汽水管道或高速轉(zhuǎn)動的設(shè)備中,與之相連的支撐存在高頻振動,會導(dǎo)致結(jié)構(gòu)材料在循環(huán)應(yīng)力或循環(huán)應(yīng)變作用下產(chǎn)生裂紋或突然斷裂,從而導(dǎo)致支撐部件開裂或支撐焊縫出現(xiàn)開裂現(xiàn)象。核電廠高強度螺栓材料一般為低合金,但其處于腐蝕環(huán)境中并且有持續(xù)的高拉伸應(yīng)力時,則滿足了產(chǎn)生應(yīng)力腐蝕開裂的3個條件:(1)腐蝕性環(huán)境;(2)敏感材料;(3)拉伸應(yīng)力,進而導(dǎo)致高強度結(jié)構(gòu)螺栓發(fā)生應(yīng)力腐蝕開裂現(xiàn)象。
預(yù)載荷損失這種老化效應(yīng)主要體現(xiàn)為支撐結(jié)構(gòu)的螺栓松脫。連接件的振動和撓曲以及循環(huán)的剪切載荷和熱載荷,這些因素都會引起螺栓的松弛,從而導(dǎo)致支撐結(jié)構(gòu)的預(yù)載荷損失。
在汽輪機座和應(yīng)急柴油機座中,一般會布置有一些彈簧減振器。在機組長期運行情況下,持續(xù)的振動加載,會引起彈簧材料的降質(zhì),從而導(dǎo)致減振功能降低。
對于核電廠1級、2級、3級支撐結(jié)構(gòu)的管理,核電廠主要依靠在役檢查大綱進行管理。核電廠運行壽期內(nèi)的在役檢查大綱參考的規(guī)范主要有2種體系:一種是法國RSE-M《核島機械在役檢查規(guī)范》[4];另一種是美國ASME第XI卷《核電廠部件在役檢查規(guī)則》[5]。針對這2種體系,分別從大綱范圍、檢查間隔/周期、檢測方法、檢查參數(shù)、驗收準(zhǔn)則這5個要素上進行了比較,如表2所示。
從2種管理體系的對比結(jié)果可知,各有其優(yōu)缺點,但總體而言,RSE-M相比于ASME在檢查周期、檢測方法上更加保守和嚴(yán)格,但比較大的弊端是管理范圍未能涵蓋齊全。在我國眾多核電廠中,法系機組在核電機組中占比較高,以RSE-M規(guī)范進行在役檢查時,電廠僅對規(guī)范體制內(nèi)的核級支撐進行在役檢查,但對于RSE-M規(guī)范外的核級支撐,許多電廠可能未形成大綱或程序?qū)@部分支撐進行管理。這部分支撐也用于支撐核級設(shè)備,屬于老化管理范圍,其重要性與RSE-M規(guī)范體制內(nèi)的核級支撐是同等的,管理上如若缺失,將會引發(fā)安全隱患。
表2 2種1級、2級、3級支撐結(jié)構(gòu)的管理體系比較
此外,目前許多電廠對支撐的概念只局限于管道支吊架,對機械設(shè)備支撐、電儀設(shè)備支撐、構(gòu)筑物部件支撐關(guān)注甚少,未形成有效的管理措施,但在支撐結(jié)構(gòu)的老化管理范圍中,這部分支撐占比很大。電廠對這部分支撐的管理缺失或不足,是一個較大漏洞,會影響設(shè)備的安全運行。因此,建立一套完整的、系統(tǒng)的老化管理方法是很必要的。
建立系統(tǒng)性的老化管理方法,首先需明確管理對象和管理范圍。根據(jù)本文所述,支撐結(jié)構(gòu)老化管理的范圍是包容在運行許可證有效期限安全評估范圍內(nèi)的核級設(shè)備所在構(gòu)筑物區(qū)域的所有支撐結(jié)構(gòu)。對于核級(S1、S2級)支撐結(jié)構(gòu),應(yīng)列出檢查清單,參考相關(guān)規(guī)范,對這部分支撐制定檢查方案,包括檢查周期、檢查方法、檢查參數(shù)等。對于非核級的機械支撐、電儀設(shè)備支撐和構(gòu)筑物支撐,需對形成構(gòu)筑物區(qū)域清單進行廠房區(qū)域巡檢,巡檢周期至少為5年一次。
其次,根據(jù)支撐結(jié)構(gòu)普遍出現(xiàn)的老化效應(yīng),結(jié)合RSE-M和ASME規(guī)范,分別建立針對核級支撐和非核級支撐的老化管理大綱,制定相應(yīng)的管理措施,將老化相關(guān)的劣化因素控制在規(guī)定限度內(nèi),以保證支撐結(jié)構(gòu)的老化效應(yīng)得到合理控制,使支撐結(jié)構(gòu)在機組運行許可證期間及延續(xù)期間能夠執(zhí)行預(yù)定的功能。制定的老化管理大綱應(yīng)包含以下老化管理環(huán)節(jié):
1)在運行準(zhǔn)則內(nèi)運行以降低劣化速率。滿足運行準(zhǔn)則要求,對于核級支撐,合理安排各系統(tǒng)支撐結(jié)構(gòu)的檢查周期,在機組換料大修時進行檢查和維護。對于非核級支撐,根據(jù)區(qū)域清單,在日常運行期間進行區(qū)域巡檢,針對重要性高的汽水管道支吊架,需在大修期間進行檢查和維護,檢查周期根據(jù)重要性程度合理安排,日常巡檢周期至少為5年一次。
2)按照適用要求進行檢查和監(jiān)測以便及時探測任何劣化并確定該劣化特征。以目視檢查為主,對于較重要的支撐焊縫采用滲透檢測。支撐結(jié)構(gòu)的檢查參數(shù)包括斷裂、變形、零件松動或缺失、開裂、導(dǎo)向槽和止擋板間隙不當(dāng)、可變載荷彈簧和恒載彈簧支撐熱態(tài)或冷態(tài)整定值不當(dāng)?shù)葯C械異常和表面腐蝕、氧化以及焊縫開裂。
3)按照適當(dāng)?shù)臏?zhǔn)則評價觀測到的劣化,以評價完整性和功能。根據(jù)規(guī)范的驗收準(zhǔn)則,對于不滿足的,對劣化情況進行評估,確定是否可以原樣接受,然后實施選定的處理方案。
4)進行維修(部件修理或更換),以防止或糾正不可接受的劣化。根據(jù)評估結(jié)果,對于需要維修的支撐結(jié)構(gòu),制定詳細(xì)維修方案,在大修期間進行,以防止或糾正不可接受的劣化。
歸納而言,系統(tǒng)化的老化管理方法應(yīng)協(xié)調(diào)所有大綱和活動,建立相對應(yīng)的老化管理大綱,大綱內(nèi)容應(yīng)包括認(rèn)知、監(jiān)測、控制以及緩解核電廠支撐結(jié)構(gòu)的老化效應(yīng)。該方法的流程如圖1所示。
圖1中的“計劃”是指整合、協(xié)調(diào)以及修改支撐結(jié)構(gòu)老化管理相關(guān)的現(xiàn)有大綱和活動,并在需要時建立新的大綱;“實施”活動是指通過嚴(yán)格按照運行規(guī)程和技術(shù)規(guī)格書使用支撐結(jié)構(gòu),從而使其預(yù)期的性能劣化減至最小;“檢查”活動的目的是通過對支撐結(jié)構(gòu)的檢查和監(jiān)測,及時探測出性能劣化,并對所觀測到的性能劣化做出評估,以便確定所需糾正行動的類型和時機;“行動”是指通過適當(dāng)?shù)木S修和設(shè)計修改,包括對支撐結(jié)構(gòu)的修理和更換,及時緩解和糾正部件的性能劣化。
圖1的閉環(huán)表明,基于系統(tǒng)化的流程不斷循環(huán)后,從相關(guān)的運行經(jīng)驗反饋、研發(fā)成果以及老化管理自我評估和同行評議的結(jié)果,可以對支撐結(jié)構(gòu)的老化管理大綱進行持續(xù)改進,以確保解決出現(xiàn)的老化問題。
支撐結(jié)構(gòu)的老化管理在核電廠許可證延續(xù)論證時是必不可少的,但目前核電廠還未形成有效完善的管理體制,本文根據(jù)IAEA提出的老化管理方法,總結(jié)健全了支撐結(jié)構(gòu)的管理范圍,完善了支撐結(jié)構(gòu)的老化管理方法,形成了一套較為全面的管理體系,對核電廠支撐結(jié)構(gòu)老化管理的有效開展有一定借鑒意義。
圖1 系統(tǒng)化的老化管理方法