控制棒驱动机构老化机理及影响分析

王丰，沈秋平

（上海核工程研究设计院，上海 200233）

0 引言

反应堆运行期间，设备随着服役时间的增长，由于一种或多种老化机理的综合作用，会发生影响其安全功能的各种形式的变化。核电厂运行经验表明，由于高温、高压、辐照和循环载荷等因素产生的材料脆化、机械断裂、腐蚀、疲劳、蠕变以及磨损等劣化过程导致的设备退化和故障时有发生。

老化不仅会造成设备的故障，而且大大降低电厂的核安全水平，由此可能造成设备的安全裕度低于设计安全裕度限值或核安全法规要求，降低核安全系统功能，从而增加对公众健康和安全的风险。

在压水堆核电站中，控制棒驱动机构（CRDM）位于反应堆压力容器顶盖上方，它的作用是在垂直方向定位控制棒组件。通过控制棒驱动机构改变或保持控制棒组件垂直方向的高度，实现反应堆的启停，并在反应堆正常运行中调节或维持堆芯的功率水平以及在事故工况下快速停堆。图1 为反应堆本体结构。

图1 反应堆本体结构

控制棒驱动机构长期运行于高温、高压环境中，由于冲击、磨损、腐蚀等因素将产生一系列老化、性能衰减现象。一旦控制棒驱动机构产生失步、滑步、卡棒、弹棒等故障，将严重影响电厂经济性，甚至引发核安全事故。

1 CRDM 结构及功能简介

以我国引进的三代核电技术中使用的控制棒驱动机构为例，其主要由4 个主要部件组成，它们分别是驱动杆部件、钩爪部件、承压壳体部件和磁轭线圈部件，如图2。

图2 控制棒驱动机构

承压壳体部件内包容了钩爪部件、驱动杆部件和高温高压冷却剂，是整台控制棒驱动机构的支承部件，同时又是反应堆冷却剂压力边界的一个组成部分。

磁轭线圈部件是控制棒驱动机构作步跃运行的动力部件，它由磁轭体和3 个电磁工作线圈组成，3 个电磁工作线圈内置在磁轭体中，与对应的钩爪部件电磁铁构成3个工作磁路。电磁工作线圈按控制装置给定的电流程序通电，使位于承压壳体内的钩爪部件产生感应电磁力，带动各自的钩爪作程序规定的动作。

钩爪部件是控制棒驱动机构的核心部件，主要由上下2 组钩爪、3 对电磁铁组成，3 对电磁铁藉电磁力吸合，受弹簧和重力作用打开下落。通过钩爪/连杆机构，各对电磁铁带动它们各自的钩爪组，与驱动杆环齿槽作啮合、脱开或步跃式升降动作。

驱动杆部件是直接连接控制反应堆反应性的控制棒组件的一个部件。在反应堆运行期间，驱动杆部件和控制棒组件始终连接在一起，在反应堆堆芯行程范围内作定位、上下运行或紧急落棒。

2 CRDM 老化机理研究

研究分析控制棒驱动机构（CRDM）的老化机理，首先需要确定和理解它的老化过程。由于设备老化过程涉及设备结构、组成设备的材料、部件及工作条件和环境，因此必须了解设备的设计、制造、运行工况、性能要求、运行经验等。

“老化”这一技术术语，主要出自并用于电气及电气控制类设备，包括热老化、辐照老化、运行老化［1］。这些老化因子会使设备/材料的物理性能、力学性能、绝缘性能等改变和劣化，甚至出现设备故障或失效。

控制棒驱动机构的磁轭线圈部件设计中就考虑了老化因子，并要求对绝缘结构按相关标准进行包括辐照因子在内的耐温等级等性能的评定试验。对应于控制棒驱动机构的机械部分，其“老化”应指承压壳体的运行寿命（年）和钩爪部件和驱动杆部件的步跃运行次数及落棒次数。

2.1 疲劳

疲劳指在脉动或循环应力的作用下，结构材料中可能发生的裂纹萌生和扩展现象。而循环应力主要源自温度和压力载荷的波动。

控制棒驱动机构步跃动作时，受到步跃冲击载荷的作用产生疲劳。CRDM 的承压壳体部件、钩爪部件以及驱动杆部件等承受步跃循环载荷的零部件，均需考虑疲劳这一老化机理。通过在试验台架上进行步跃时的动态冲击载荷试验，根据步跃冲击载荷下的压力、加速度和应变的测量，从而确定驱动机构步跃时的动载荷可知：机构运行的各种工况中，在提升时产生的压力脉动和撞击最大。

通过承压壳体部件的应力分析（图3，图4）表明，密封焊缝处的应力水平较高，同时在步跃冲击载荷作用下，有可能产生高周疲劳失效，应重点关注疲劳这一老化机理对此部件劣化的影响。

图3 承压壳体部件的应力强度云图

图4 承压壳体部件密封焊缝区域的应力强度云图

2.2 应力腐蚀开裂

应力腐蚀开裂（SCC）是指合金在承受应力的腐蚀性环境中，由于裂纹的扩展而失效。应力腐蚀开裂具有脆性断口形貌，但也可能发生于韧性高的材料中。发生应力腐蚀开裂的必要条件是要有拉应力和特定的腐蚀介质存在。如果材料具有敏感的微观结构，同时又处于较高拉应力水平以及腐蚀环境中，应力腐蚀开裂就有可能发生。

图5 承压壳体部件焊缝裂纹［3］

承受高温高压的CRDM 承压边界的奥氏体不锈钢处于氯化物环境中时，如结构中存在应力集中的部位，则很容易在这些部位发生应力腐蚀开裂现象，高温环境以及氯化物还会使这种现象加剧。而承压壳体部件密封焊缝区域的水质和反应堆冷却剂系统的主体环境不同，装配施工时，从使用的副材料析出微量元素，造成浓度虽然不高但属于含有氯离子的环境；此外，密封焊缝区域处于反应堆上部，形成空气囊溶解氧高，两个因素叠加产生SSC 倾向［2］，图5 为承压壳体部件焊缝区域的裂纹。

2.3 环境应力

对于控制棒驱动机构，主要的环境应力老化因子包括温度、湿度和辐照。

2.3.1 温度

温度是在控制棒驱动机构老化中占主要地位的环境应力。“时间—温度”老化效应会使很多有机材料老化。试验结果显示，高温会造成有机聚合物材料的氧化和脆化，特别是在潮湿和辐射环境中。

反应堆正常运行时压力容器顶盖温度可达到较高的温度水平，老化效应会引起以下影响：电气部件绝缘性能改变；聚合物的脆化和硬化导致开裂；材料机械强度和性能的改变；润滑剂化学成分的变化。

2.3.2 湿度

湿度对控制棒驱动机构的影响仅次于温度。高湿度会引起电气绝缘性能改变，降低电气部件的绝缘能力和耐压能力。同时，高湿度也增加了漏电流的几率，还可能导致电气部件表面电晕放电。

控制棒驱动机构中最容易受湿度影响的部分是电气接插件和工作线圈，它们持续暴露在潮湿环境会引起腐蚀和变形，最终对它们的电气性能带来影响。

2.3.3 辐照

对位于相对和缓环境中的控制棒驱动机构来说，辐照不作为重要的老化因子。然而，在反应堆压力容器中的那部分，辐射剂量（主要有伽马和中子辐射）必须考虑，包括累积剂量、剂量率等。

辐照带来的老化效应会引起以下影响：电气绝缘性能改变；金属晶体结构改变。

2.3.4 热老化

控制棒驱动机构的工作线圈使用了大量有机材料作为绝缘以及导热材料，因此对于环境应力相对更为敏感。主要体现在“热老化”这一老化机理上。

热老化指的是电气设备绝缘在运行过程中因周围环境温度过高，或因电气设备本身发热而导致绝缘温度升高。在温度的作用下，绝缘的机械强度下降，结构变形，因氧化、聚合而导致材料丧失弹性，或因材料裂解而造成绝缘击穿，耐电压下降。

图6 工作线圈绝缘老化（310℃）

在反应堆正常运行期间，控制棒驱动机构电磁工作线圈的失效可能会导致机构动作不正常或导致机构释棒,进而影响机构步跃寿命，虽然不会造成重大核安全问题，但是会引起反应堆非计划停堆事件，对核电厂的经济效益带来很大的影响。

对于磁轭线圈部件，应重点关注热老化这一老化机理的影响，在实际运行过程中需加强对线圈的监测，图6为CRDM 工作线圈经历310℃高温后产生的绝缘老化现象。

2.4 机械磨损

磨损是两个表面间的运动导致的材料表层的损耗，磨损发生在部件间的相对运动［4］。机械磨损主要影响部件的表面，主要涉及到由物质接触所导致的老化，如磨损。此外，磨损也可由于反应堆内流致振动引起。

控制棒驱动机构的机械磨损主要发生在其运动部件：钩爪部件和驱动杆部件之上。钩爪部件中主要存在钩爪、销轴、销孔和众多摩擦配合面等处的磨损，驱动杆部件中的磨损一般发生在环形齿槽处，见图7。

图7 控制棒驱动机构典型部位的磨损

作为控制棒驱动机构动作部件最主要的老化机理之一，机械磨损直接影响机构的步跃寿命。因此，对于控制棒驱动机构，应重点关注机械磨损这一老化机理对各部件老化的影响。

3 CRDM 失效模式及影响分析

对设备进行失效模式及影响分析（FMEA），可以确定设备的设计特性、潜在的硬件失效以及因控制棒驱动机构设计和操作相关的人因错误导致的潜在危险情况。

控制棒驱动机构FMEA 的重点是分析可能造成CRDM 损坏或导致部分/全厂运行功率损失的事件，并对它们提出减少发生概率和降低后果影响的建议。

FMEA 流程：选择零部件→故障模式分析→故障影响分析→补偿措施。

控制棒驱动机构各主要部件FMEA 的结果如表1 所示。

4 结论

根据FMEA 的结果，并结合CRDM 老化机理研究，针对控制棒驱动机构的老化，重点需要关注以下部件的老化机理：

1）钩爪部件中，疲劳和机械磨损为主要老化机理。磁极、衔铁等均受步跃冲击载荷反复作用，导致破裂或机构动作失效。钩爪、连杆以及销轴的过度磨损将导致机构无法正常动作。

2）驱动杆部件中，机械磨损及疲劳为主要老化机理。驱动杆的磨损将导致机构无法正常动作，挠性接头的断裂将导致落棒停堆。

表1 控制棒驱动机构故障模式和影响分析表

3）承压壳体部件中，疲劳及SCC 为主要的老化机理。需重点关注机构步跃冲击载荷对承压边界的影响以及监控承压边界密封焊缝处的SCC 现象。

4）磁轭线圈部件中，热老化为主要的老化机理。工作线圈的绝缘下降、短路等失效会导致机构动作不正常或者落棒停堆。

［1］国家核安全局.HAF·J0053-1995 设备抗震试验鉴定指南［S］.

［2］丁亚平，徐雪莲.压水堆核电厂长寿命化的腐蚀损伤问题［J］.腐蚀与防护，2001，22（11）：489-493.

［2］吴江涛.控制棒驱动机构密封焊缝缺陷修复技术的研究［D］.上海：上海交通大学，2008.

［3］蔡泽高，刘以宽，王承忠，等.金属磨损与断裂［M］.上海：上海交通大学出版社，1985.

［4］周诗光.秦山一期CRDM 关键部件失效机理及可靠性分析［D］.上海：上海交通大学，2008.

［5］段远刚，谢重，方才顺.反应堆控制棒驱动线的故障树分析［C］//核工业第七届可靠性研究成果专刊论文集，2004.

［6］束国刚，陆念文.压水堆核电厂关键金属部件的老化和寿命评估［J］.中国电力，2006，39（5）：53-58.