AP1000堆芯补水箱硼化补水对平衡管疲劳影响的评估

庄亚平，戴 翔，李帅帅

(山东核电有限公司，山东海阳 265116)

0 引言

管道弯头、低速流体的水平管段、三通等部位在运行过程中可能会出现热冲击、热分层、热振荡等现象，尤其是如果管道温度反复发生变化，材料会交替出现膨胀、收缩，导致不同方向热应力交替作用于材料上，从而产生管道热疲劳现象[1-3]，这是引起核电机组关键设备失效的主要因素之一。因此，核电机组设计阶段对核一级管道进行了疲劳评价，普遍做法是对部件预期经历的各类预期瞬态次数进行统计分析和瞬态组合[4]，论证其在整个核电站设计寿期内累积使用因子(CUF)小于1。

AP1000作为第三代非能动安全核电机组，缺少可参考的运行经验，非能动堆芯冷却系统的堆芯补水箱(CMT)安注子系统在运行期间出现了取样硼浓度下降，低于技术规格书的要求，需要频繁补高浓度硼水的情况，补水瞬态引起累积使用因子增加过快，根据补水频率，CMT入口三通将不满足设计寿命要求。WANG等[5]对硼稀释的原因进行了分析，补水造成CMT内低温水溢出进入入口平衡管，产生热分层现象；陈晓飞等[6]通过在某核电厂堆芯补水箱补水管周围加装温度传感器的方法，对热分层情况进行了调查。基于运行期间的测试数据，核电厂采取了降低取样口位置的优化改进措施，本文基于疲劳监测评估系统对CMT入口管疲劳状态进行监测，并对优化改进后的效果进行评估。

1 堆芯补水箱入口管疲劳设计评估

1.1 布置

CMT是AP1000核电机组非能动堆芯冷却系统的重要组成部分，每个机组2台CMT，每台CMT的进口管接反应堆冷却剂系统(RCS)二环路的冷段(CL)，出口管接到压力容器的直接安注接管嘴。CMT为带有半球形上下封头的立式圆筒形碳钢容器，内壁堆焊不锈钢，外部没有安装保温层，与安全壳环境温度一致。CMT位于安全壳内稍高于反应堆冷却剂系统环路标高的位置，内部贮有高浓度硼水。

图1 CMT布置示意Fig.1 Layout diagram of CMTs

CMT入口与二环路冷段相连的管线为压力平衡管线。平衡管接自冷段上方，垂直上升一段后，一路倾斜向上，接到CMT上方入口接管嘴。CMT入口为一个三通结构，直通段垂直安装，一端焊接到CMT入口接管嘴，另一端焊接球形端口并连接排汽管，用于系统排汽；支管通过焊接与平衡管连接。平衡管中部设一个隔离阀，正常运行期间隔离阀常开，以维持CMT压力和RCS压力一致，防止CMT注射开始时发生水锤。阀后设一个温度仪表，温度表TE001/TE002分别位于A列和B列入口管上，用于监测平衡管的温度，为主控室提供低温报警信号。压力平衡管和三通为不锈钢材质，外部设置保温层，保持平衡管内热水温度，以保证与CMT内冷水之间形成密度差，从而确保自然循环的驱动力。CMT布置如图1所示。

1.2 疲劳分析

机组正常运行期间，CMT与一回路相通，系统设备承受一回路压力瞬态，以及本系统复杂的热瞬态。设计瞬态通常给出机组正常运行或各类假想瞬态工况下的载荷时程信息(包括流体温度、流量、内压等)。基于设计准则、工程判断和经验，设计阶段识别出CMT的设计瞬态种类、每种瞬态保守估计的发生次数，并按照ASME规范分析评估出CMT入口管寿期内累积使用因子。设计瞬态清单中识别了CMT或与其连接的阀门可能出现泄漏，预期寿期内少于30次。然而，没有将补水考虑在瞬态内，因而累积疲劳使用因子中未包括补水对疲劳的贡献。

2 考虑补水瞬态的设计瞬态评估

2.1 硼稀释现象

根据运行规程，为保证并监测CMT的硼浓度始终保持在技术规格书要求的范围内，至少每7天就要对CMT 补水箱硼浓度进行取样化验，确认每个CMT的硼浓度在3.4×10-3～3.7×10-3之间。每个CMT有上下两个取样口，设计上仅使用上部取样数据保守代表整个CMT的硼浓度，一旦数据存在不确定性，则采用下部取样数据对CMT平均硼浓度进行确认。某机组商运后发现，CMT取样值低于要求值的间隔短，曾连续14天对CMT取样，上部取样点的硼浓度持续下降，硼浓度变化见图2。

图2 取样数据Fig.2 Sampling data

2.2 热分层

热分层现象的发生取决于浮力与流体惯性力的比值，其主要条件：有一段水平或近似水平的管段；流体有显著的温差；流体流动速度应足够低[7]。

主管道内流体的流速很高,平衡管接管嘴处存在较强的涡流,致使部分流体因流向发生改变进入平衡管。研究表明，涡流只作用在该竖直管段内[8]，竖直段内管道轴向出现明显的温度梯度，弯管至CMT入口三通管道温度梯度很小，并且管道内没有明显的热分层现象。CMT的温度与安全壳环境温度一致，三通至CMT入口接管的竖直管段有明显的轴向分层，但不会产生不利的总体弯曲载荷。补水开始后，当冷流体到达三通支管高度时，涌入支管和水平段平衡管。由于补水的速度低，冷热流体间缺少搅动，冷流体温度低、密度大，占据水平段管道截面的下部，平衡管内原来的流体因温度高占据上部，因此，三通处是补水时产生热分层现象最严重的部位。

图3 临时仪表位置示意Fig.3 Location diagram of temporary instrument

图4 平衡管上下部温差变化曲线Fig.4 Temperature change curve of top and bottomof the balance line

为证实和测量平衡管热分层程度，某机组在CMT平衡管与三通连接的水平管的外壁表面上下部安装临时温度表(见图3)，在功率运行工况没有补水时，临时测量仪表温度在190 ℃左右，平衡管上的温度表TE001/TE002温度在214 ℃左右；两次补水过程中，临时温度表测量的上下部温差变化如图4所示，补水开始后,管外壁的上下部温差增大，最大约130 ℃，出现在15 min左右，表明平衡管出现显著的热分层。

2.3 补水热疲劳分析

补水过程中，在平衡管内形成冷热流体分层现象，引发热分层和温度振荡，增加了管道疲劳使用因子。虽然设计阶段识别出CMT可能出现泄漏，但没有考虑补水工况并将其列入设计瞬态清单，因而累积使用因子中未包括补水对疲劳的贡献。

基于新增加的设计瞬态，更新了CMT入口三通及平衡管疲劳分析。在疲劳评定时，首先选取部件设计计算中累计疲劳利用系数最大的位置进行评定，而不再评定原设计计算中已经评定且疲劳利用系数比较小的点。计算表明，热分层温差150 ℃，可接受300次补水瞬态。

3 改进措施与疲劳评估

3.1 硼稀释原因

当对CMT硼浓度取样后，一回路低硼浓度的水经过平衡管流向CMT补偿取样损失，在CMT上部进水管嘴周围形成低硼浓度区。随着反应堆的运行，一回路的硼浓度将逐渐下降，在寿期末更加明显。CMT除了与一回路连接的出入口接管外，还有2个分别位于进水口和排水口附近的取样口、1个位于CMT中部的补水接口。这些接口管道上的阀门的内漏是不能完全避免的，泄漏的溶液也由一回路溶液替代。CMT上部取样口靠近入口管嘴，由平衡管进入的一回路低硼水替代CMT取样损失，并且由于湍流强度小，在入口管嘴附近形成低硼浓度区，导致后续取样结果低于CMT整体硼浓度值，频繁出现不满足技术规格书要求的情况。文献[5]对于正常运行工况硼稀释进行CFD研究，显示CMT内呈现硼浓度分层现象。

3.2 采取的措施

由于补水瞬态对CMT平衡管产生较大的温度冲击和不利的热分层影响，增加了累积疲劳损伤。为缓解补水瞬态导致平衡管疲劳增加的情况，除采取措施减小系统的泄漏之外，还采取以下措施：(1)将CMT的硼浓度上限提高至4.5×10-3，控制目标浓度为3.9×10-3；(2)将上部取样口的位置降低，使取样更能代表CMT整体硼浓度，取样口高度以上的体积占总容积25%。

在寿期末，一回路硼浓度接近5×10-6～1.0×10-5，CMT内硼浓度梯度作为输入保守计算，平均浓度远大于3.4×10-3。提高硼浓度后，补水的频率显著降低，但一个燃料循环内仍然需要多次进行硼化补水，变更取样位置后，一个燃料循环基本不需要补水。

3.3 疲劳监测评估

早先设计规范所依据的材料疲劳试验均在空气环境中进行，未考虑介质对疲劳失效的影响。大量最新的材料试验结果表明，冷却剂环境因素也削弱部件抗疲劳性能。设计阶段使用考虑环境影响的疲劳设计曲线将会过于保守，导致计算无法满足ASME规范中关于疲劳的限值要求。设计瞬态与真实瞬态存在差异，因此很难在设计阶段得出既准确又包络所有瞬态的疲劳设计曲线。通用的做法是机组安装疲劳监测系统，通过分布式控制系统收集数据，对部件的累积使用因子进行监测。

在运行期间，发现补水热分层现象后，根据热疲劳产生的原因，在疲劳监测系统中设置了CMT平衡管测点，通过对历史数据的收集、评估，同时给出了未考虑水环境影响的CUF和考虑了水环境影响的CUF。图5，6分别示出CMTA，B入口处平衡管的CUF状态。

图5 CMT A入口平衡管CUFFig.5 CUF of balance line at inlet A of CMT

补水口位于CMT中部，补水过程中CMT中的常温水被排挤到平衡管内，导致平衡管温度监测仪表TE001/TE002读数显著降低。正常运行期间,主回路温度没有降低情况下，TE001/TE002温度降低标志一次补水。第一个循环(2018年10月～2020年2月)初期疲劳因子增加显著，提高硼浓度上限后，增速放缓，但仍有显著增加，降低取样口位置后，一个循环内没有补水，疲劳因子几乎没有增加，可见补水瞬态是正常运行下入口管疲劳的主要贡献因素。同时，也表明采取的措施是有效的，对后续AP系列机组设计和运行有指导意义。

图6 CMT B入口平衡管CUFFig.6 CUF of balance line at inlet B of CMT

对比图5,6可以发现，CMTB的CUF明显高于CMTA，这是由于两列平衡管的长度和布置存在差异，建议后续机组设计优化B列平衡管布置。

4 结语

核电机组设计瞬态及其发生次数在很大程度上基于工程判断和经验，采用新理念设计的核电机组在设计阶段无法全面考虑可能出现的热瞬态，实际瞬态工况可能会出现设计未涵盖的瞬态。核电站管道热疲劳问题主要来源于设计的缺陷，采用疲劳监测系统对实际瞬态的监测不只是监测了系统部件的累积疲劳损伤情况，还为核电机组实际运行状态及其优化提供有指导意义的参考数据。

通过疲劳监测系统发现，CMT经历了几十次补水，造成了较大的疲劳损伤。此外，由于两列CMT平衡管管道布置的差别，补硼水瞬态对B列造成更大的影响，因此B列的疲劳值比A列的疲劳值大很多。取样口位置降低后未出现补水瞬态，因此对应的CUF增量也已经降低，预计后续即使考虑水环境影响，CUF也不会超使用限值。