压水堆堆内构件老化评估方法及其应用

孟凡江，石秀强，窦一康，张 翟，许 锋，胡正林

(1.上海核工程研究设计院，上海 200233；2.中核核电运行管理有限公司，浙江 海盐 214303)

压水堆堆内构件老化评估方法及其应用

孟凡江1，石秀强1，窦一康1，张 翟1，许 锋2，胡正林2

(1.上海核工程研究设计院，上海 200233；2.中核核电运行管理有限公司，浙江 海盐 214303)

本文介绍了压水堆堆内构件老化分析评定方法。该方法通过建立老化机理筛选准则、初步分类、堆内构件的故障模式、影响及危害分析(FMECA)以及识别主要潜在老化部件等步骤，最终完成堆内构件老化程度的评估。老化评估结果为堆内构件的老化管理奠定基础。该老化评估方法已首次成功应用于秦山CNP320机组和CNP650 机组堆内构件的老化评估。

堆内构件；筛选准则；FMECA；老化评估

由于处于高温、高压和高辐照的运行环境中，压水堆核电站堆内构件不可避免地会发生老化。考虑到堆内构件众多部件的材料性能、承受的环境温度、遭受的中子注量、是否承载等各不相同，堆内构件部件的老化(Degradation)会由不同的老化机理引起。为保证堆内构件不因老化而失去预期功能或丧失结构完整性，必须对其部件的老化程度进行评估并开展老化管理。根据国际原子能机构(IAEA)安全报告系列文件之一[1]，系统、构筑物和部件(SSC)系统化老化管理过程的计划、实施、检查和行动(PDCA)循环是以老化机理认知为中心的一系列相关活动的建立和优化，包括总体规划、设备的合理运行/使用、设备的检查/监测/评估和有针对性的设备维修等。对于堆内构件的老化管理过程，同样遵循PDCA循环[2]。需要特别指出的是，了解和分析老化机理是开展堆内构件老化管理工作的顶层要求，筛选潜在老化的主要堆内构件部件并对其进行评估是堆内构件老化管理的重要内容。

在制定合理高效的堆内构件老化检查和检测程序时，最关键的步骤是通过筛选识别出堆内构件中受老化作用最显著的部件，堆内构件老化管理策略的制定也取决于老化部件的识别。目前，国际上已经建立通用的、以老化管理为目标的系统、构筑物和部件筛选方法，一般通过系统级筛选、设备级筛选等步骤来确定需要进行老化管理的设备[3]。EPRI则是在该方法基础上，依照相同的原则，建立了一套近似定量评价堆内构件老化的方法，并通过一系列的文件对该方法进行了较为详细的描述[4-5]。美国电力研究院(EPRI)方法的可执行性较强，目前已在西屋和Combustion Engineering公司设计的压水堆核电站堆内构件老化评估中得到应用。

本文简要介绍EPRI推行的压水堆堆内构件老化评估方法以及其在我国核电站堆内构件老化评估中的实际应用。

1 堆内构件老化评估方法

1.1 堆内构件老化机理及其影响

反应堆运行期间，由于处于高温、高压和高辐照的运行介质环境，特别是随着服役时间的延长，受一种或多种老化机理的综合作用，会发生影响堆内构件安全功能的各种形式的变化。老化导致的退化是一个累积的变化过程，由设计、制造、安装、运行或维修不当而导致超过预期限值的严重工况会加重零部件的退化。

根据世界范围内压水堆核电站的运行经验，堆内构件发生的老化机理主要有8种[2]，分别是疲劳、磨损、辐照脆化、应力腐蚀开裂、应力松弛、辐照促进应力腐蚀开裂、热老化、辐照肿胀。不同的老化机理带来的压水堆堆内构件退化形式不同，基本上可以分为以下5类：

(1) 开裂(裂纹萌生和扩展)；

(2) 断裂韧性降低；

(3) 材料损失；

(4) 尺寸变化(包括机械变形、扭曲和/或棘轮)；

(5) 预紧力的丧失。

每种退化形式可能由一种或多种老化机理引起，而某种老化机理可能会导致混合的退化形式，如表1所示。

表1 堆内构件不同退化形式对应的老化机理Table 1 Aging mechanisms for reactor internal degradation

1.2 老化评估方法概述

EPRI堆内构件老化评估方法的主要思路如下：

(1) 确定各老化机理的筛选准则(如材料化学成分、中子注量、温度和应力等)，并将该准则用于识别主要的老化机理和受老化影响的主要部件，对部件进行初步分类。建立筛选准则是该评估方法的基础；

(2) 通过堆内构件故障模式、影响及危害分析(Failure Mode Effects and Criticality Analysis，FMECA)，半定量评估受到开裂、断裂韧性降低、预紧力丧失、材料损失以及尺寸改变等老化效应影响大的部件或区域；

(3) 结合筛选准则，对识别出的主要堆内构件部件进行功能性分析和老化评估。

相应的评估流程如图1所示。

图1 压水堆堆内构件筛选、FMECA分析和分类流程Fig.1 Implementation of Screening，FMECA and Categorization Process for PWR Internals

为了便于老化管理，根据压水堆堆内构件部件受老化影响的显著程度，在图1中将所有堆内构件部件分为3个类别，对应含义如下：

• 类别A

类别A部件是指老化效应低于筛选准则的部件，老化退化重要性是最低的。

• 类别C

类别C部件是指老化效应在高于筛选准则的水平的部件。这些主要部件对退化有中度或高度敏感性。这类部件尚未通过分析或试验证明其有足够的能力抵抗破坏进而保持预期功能。加强检查(如加强VT-1，UT等)和/或监督样品用以确保评估老化效应、检验部件的功能性。

• 类别B

类别B部件包括对老化效应中度敏感的但又不是主要部件的堆内构件部件，老化效应通过筛选比较难以分类的部件。类别B部件可能需要额外的评估，以显示在无功能性丧失条件下老化效应的容许量。

通过判断具有中度敏感性以及潜在的后果的非类别A、非类别C 部件，将归类之类别B。如果通过已有的10年在役检查结果或其他的老化管理计划足以消除该类部件对安全性、可靠性和经济性的影响，那么这类部件又可以归类到类别A。

1.3 老化机理筛选准则

某种老化机理是否发生依赖于材料类型和组分、制造过程、产品形式、运行环境(如中子注量、温度和水化学条件)、应力状况(运行应力和残余应力)等等。因此，需要通过用特定的、定量的筛选准则来判断每种机理发生的可能性。通过对世界上堆内构件老化机理相关资料的梳理、分析、总结，结合工业实践经验、大量研究结果[4]，确定了堆内构件部件8种主要老化机理的筛选准则，如表2所示。这为压水堆堆内构件的老化评估提供了相对定量的分析方法。

表2 压水堆堆内构件老化机理筛选准则Table 2 Screening criteria of aging mechanisms in PWR internals

1.4 基于筛选准则的初步分类

根据图1，在获得筛选输入参数和筛选准则的基础上，即可对堆内构件部件进行初步筛选。本质上讲，初步筛选过程是利用既定的筛选准则，将堆内构件部件及相应老化机理筛选和排除的过程。初步筛选的执行流程如下：

(1) 对于每个部件和潜在的老化机理，基于中子注量、温度、应力和材料等筛选输入参数进行初步筛选，挑选出低于筛选准则的部件，这些部件即属于类别A。

(2) 对于剩余部件，利用当前已有信息来识别每种潜在老化机理下的主要部件。在初始筛选阶段剩余部件都归为非类别A，通过进一步评估来确定老化影响的显著程度。

1.5 FMECA分析

堆内构件的故障模式、影响及危害分析(FMECA)是一个自下而上的用于分析潜在失效发生对系统影响的方法。它通过逐一分析堆内构件各组成部件的不同失效对运行、系统和周围部件的影响，全面识别其中的主要部件，并为评价和改进部件可靠性提供基本信息。

与筛选相结合的FMECA分析的目的是基于材料老化机理和功能分析(包括部件失效后果考虑、电站可靠性和经济影响考虑)为堆内构件分类和评级提供技术基础。本质上，FMECA是初步筛选和增强分级的中间步骤。

FMECA初步分析属于定性分析，评估可能性和后果后可以达到半定量分析的目的。FMECA所涉及的定义以及相应种类如下：

部件失效：给定部件因一种或多种老化机理导致材料退化，从而引起部件在正常运行或事故条件下失去执行其预期设计功能的能力。

失效可能性：部件在运行寿期内出现失效的可能性。表3定义了4种失效可能性。

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

堆芯损伤：对一个或多个燃料组件或其他堆内构件部件的物理损坏，或者通过燃料、堆芯支撑/燃料弹簧压紧力丧失、松动件、多个控制棒插棒能力丧失等直接影响削弱安全停堆能力。

损伤可能性：有条件的部件失效导致的堆芯损伤可能性不代表真实的失效可能性。损伤可能性可分为4类，如表4所示。

表4 损伤可能性分级与描述Table 4 Description for conditional damage likelihood

FMECA的结果是将所有的堆内构件部件分成四组，每组都是失效和损伤可能性排列组合的结果。分组结果如表5所示。分组3具有最高重要性，是最需要给予关注的部件，次要关注的是分组2和分组1。如果失效可能性为“无”，则该部件放在FMECA分组0，而分组0的部件将自然归入类别A。

表5 堆内构件FMECA(重要性)分组Table 5 Reactor Internals FMECA(Significance)Groups

将上述逻辑方法应用于所有堆内构件部件，最终结果将包含识别的材料和筛选出的老化机理，同时也包含了失效和损伤可能性的定性评估。

1.6 增强分级与识别主要部件

如图1所示，堆内构件部件的评级和分类代表了最终步骤，该过程为后续功能评估相关联的活动的开展提供了基础。

分组评级和增强分类任务的目标是处理在上述FMECA表单中得到的半定量结果，识别出受老化影响的主要部件。因此FMECA评估结果将作为分类和评级处理的初始输入。下一步工作即为基于FMECA结果，确定每个已识别部件的评级(如某部件属于分组2)。对于受老化部件的相对重要性，评级过程主要考虑老化发生的可能性和受损伤的后果。

其中，老化发生可能性是指部件发生某种老化机理的可能性，主要是基于敏感性因子(如应力、中子注量、温度和材料)进行判断；损伤后果是指特定材料老化带来的功能丧失可能性。

分组3包含那些确定的事件发生可能性和损伤后果均为最高排列组合的部件。分组1和分组2则代表相对低可能性和/或相对不严重后果排列组合的部件。

分组评级过程需要综合考虑以下两个因素：

• 由于一种或多种老化机理已识别，在一定程度上会引起哪种失效

• 该种失效会对安全性、可靠性和经济风险产生哪些后果

评级后的得出的分组3部件将是类别C部件(主要部件)的候选。根据类别C的定义，最终可以识别出该类别的部件。同样，类别B部件也可以根据定义进行识别。

2 适用性分析

EPRI形成的堆内构件老化分析评定方法主要是针对美国需要执照更新的压水堆核电站，通过该方法可以确定堆内构件的老化状态以及是否满足执照更新的要求。当前阶段和知识水平下，某些老化机理仅可能通过EPRI的方法筛选出来，尚不能进行进一步分析和评估，但可通过补充检查和监测的方法对相应部件进行老化管理。总体而言，筛选过程基本做到了定量分析，在整个老化分析与评估过程中具有很强的操作性。

对于我国运行中的压水堆核电站，堆内构件的潜在老化机理也不外乎文中提到的8个。虽然应力腐蚀、磨损、热老化3种老化机理随着运行时间增长，老化发生概率会有所增加，但是根据确定的老化筛选准则，筛选评定过程与运行阶段基本无关。疲劳、辐照促进应力腐蚀开裂、辐照脆化、辐照肿胀以及应力松弛5种老化机理均与运行时间相关，对于运行到某一时间的核电站，可以以当前时间作为输入，仍然按已有筛选准则进行评估。

对于我国的秦山CNP320机组，其设计寿期为30年。截止到现在已经安全稳定运行了近25年，到了许可证延续的时候。这与EPRI推行老化评估对象是更加契合的。因此，EPRI的堆内构件老化评估方法对我国正在运行的压水堆核电站堆内构件的评估同样是适用的，并且是迫切的。

3 老化评估方法在我国的应用

及早评估堆内构件在当前阶段或运行至某一阶段的老化状态，对确保核电厂的安全稳定运行、提高核电厂的经济性具有非常重要的现实意义。

目前，该评估方法在国内已首次成功应用于秦山CNP320机组和CNP650机组堆内构件的老化评估。通过对秦山CNP320机组和CNP650机组堆内构件相关的数据、报告进行详细的分析和整理，初步形成了与筛选准则相对应的筛选参数。经过两者的比较，分别获得秦山CNP320机组和CNP650机组堆内构件的老化机理，完成堆内构件的老化机理分析和得到初步分类结果。然后进一步通过FMECA分析，综合考虑秦山CNP320机组和CNP650机组堆内构件老化发生的可能性和受损伤后果，对初步分类结果进行分组评定，并最终识别出了受潜在老化影响的主要部件。

以秦山CNP320机组堆内构件为例，最终识别出的主要部件有吊篮筒身、吊篮螺钉、围板辐板连接螺栓、堆芯下板、导向筒、通量导管和压紧弹簧。对于围板辐板连接螺栓，建议许可证延续前的4个燃料循环内进行100%(可达)UT检查，再运行8个燃料循环后进行UT检查。结合秦山CNP320机组和CNP650机组堆内构件老化评估与分析结果，并按HAD103/12[6]的要求分别形成了针对性的老化管理分大纲。

堆内构件老化评估方法的成功应用为秦山CNP320机组和CNP650机组堆内构件的老化管理工作奠定了基础，同时对我国其他核电机组堆内构件的老化评估起到重要的借鉴作用。

[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，核动力厂老化管理.

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，高级工程师，博士，现主要从事老化管理、腐蚀与防护工作

TL341

A

0258-0918(2017)05-0697-07