基于核安全风险管控策略秦山350Mwe机组一回路死管段研究分析

徐琳银

中核核电运行管理有限公司，浙江嘉兴，314300

0 引言

目前，死管段现象已成为困扰国内外核电机组的一个重要问题，并成为影响关键设备使用寿命的重要因素。在核电站投入商业运行后,一些设备的老化现象会逐渐地显现出来，死管段现象会在一定程度上加速设备的老化，可能增加核电站运行的风险。秦山一期核电机组停冷系统进口管线阀门出现的腐蚀问题就属于死管段现象造成的主要因素之一。此现象也曾多次出现在国内外核电机组中，最终都会腐蚀阀门阀座，导致阀门的密封性能降低。假若没有及时发现和处理，将对一回路压力边界的完整性构成威胁，进而造成一回路放射性物质泄漏的核安全事故。该文对一回路的安注、停冷、化容、疏排水等管系可能产生死管段的区域进行识别筛选，并对如何提升核电站一回路关键管系的可靠性管理、避免因死管段现象影响核电站安全稳定的运行进行研究分析。

1 死管段和死管段现象

1.1 死管段和死管段现象机理分析

反应堆中与主冷却剂回路和辅助回路之间的连接管段，在机组运行期间被两端设置的隔离阀或者逆止阀隔离，被隔离管段的入口阀和出口阀之间的水是静态的死水[1]，该管段就被称为死管段。死管段现象通常是指高温冷却剂流体通过强制对流及热传导的方式加热死管段内处于静态、温度相对较低的液体。若死管段内静态液体的温度大于内部当前压力对应的饱和温度,将会生成蒸汽，进而造成死管段内形成水、蒸汽两相，此时流体内部有害的氯离子等杂质离子将在水、蒸汽的面上聚集，这些聚集的有害杂质离子的浓度远大于其他部位，此种现象形成后，将对死管段内部和阀门内部的闸板、阀座等部件表面形成腐蚀[2]，并最终造成管道内壁或阀门部件被腐蚀减薄或产生裂纹，严重时将会降低阀门的密封性能。

1.2 死管段的腐蚀及特征

核电站运行时，死管段内流体形成水、蒸汽两相分界面，因硼酸的沸点大于水，当水蒸发时，就造成了汽液界面上的硼酸被局部浓缩，并促成对阀瓣的腐蚀。随着汽液界面的波动，将造成阀瓣的内表面所承受的热应力不均匀，加剧阀门的腐蚀，同时此现象还将加剧整个死管段的热侧腐蚀，对比于死管道内低温侧，高温侧的热应力相对较大，这就是造成热侧腐蚀更严重的因素[2]。

根据法国核电机组（法马通、法国电力）的运维经验，死管段现象主要有以下三种目视特征。

（1）形成汽/气分层的痕迹：阀门的阀瓣表面被白色或者浅黑色积垢物覆盖，厚度增加，通过砂纸轻微打磨后，检查发现基本金属面无侵蚀，此种情况无危害。

（2）形成蚀线：阀门解体后，发现在阀瓣的表面有清晰的汽/气、水分层线；轻微打磨后，金属阀瓣的本体表面被腐蚀损害。利用着色无损探伤检查阀门密封面时，未发现损伤。此种情况，阀门的密封性在短时间内依旧可以得到保障，对阀门的寿命影响也较小。

（3）形成严重腐蚀：阀门解体后，发现在阀瓣的表面有清晰的汽/气、水分层线；金属阀瓣的本体表面被腐蚀侵害，在腐蚀线高度位置的阀门密封面出现了贯穿方向上的腐蚀裂纹。根据法国电力研究，此种腐蚀机理为应力腐蚀，对阀门密封性和寿命影响较大。

2 核电站死管段现象解决的主流方法

20世纪80年代中期，法国BUGEY3机组首先发现“死管段”腐蚀裂纹是在BC1(主管道冷段)安注管线上，其后就制定了针对“死管段”的检查、试验和鉴定计划。1988年9月法国核电运营部门决定着手CPY和P4系列机组进口死管段的改造，改进设计是通过加压死管段，使压力大于死管段内部液体温度对应的饱和压力。改造后旁通的逆止阀被改为手动隔离阀，手动隔离阀在机组运行期间保持打开，使进口死管段的压力与一回路压力相同，进而避免死管段现象发生。在BUGEY3机组首次对进口死管段进行增压修改后，经过一段时间又停止上述改进，主要原因是电站决定执行系统的充水和排气最新运行程序，并认为这些新规定可以避免进口管道出现汽、水两相。但是其多年的运行经验反馈发现这些运行程序无法有效地控制和避免这些死管段的腐蚀现象，特别是机组在后来又发现死管段腐蚀现象。但是法国BUGEY3机组通过加压死管段使压力大于死管段内部液体温度对应的饱和压力的方法，得到了诸多核电站的借鉴改进，运行经验也表明此种方法可以有效抑制、避免死管段的腐蚀。此方法也逐渐成为后期各核电站解决死管段问题的主流方案。

3 秦山350Mwe机组针对死管段改进的方法及优越性

本机组多年的运行经验反馈，首先出现死管段的区域是在反应堆冷却剂系统的Ⅰ、Ⅱ环热段注射管系；后又主要集中在停冷系统管系，造成停冷系统靠近反应堆主冷却剂系统的一次隔离阀V08-01A、V08-02B的阀瓣、阀体出现腐蚀，进而出现几次阀门内漏。发生死管段区域的管线及阀门是核一级的主系统承压边界部件，这些部件维修难度大、放射性剂量高、成本高，当主系统压力边界部件的可靠性降低时，将会对核电站的安全稳定运行形成挑战。为了坚决保护一回路压力边界的完整性，本机组提出的改造也借鉴了法国核电机组针对死管段现象改造原理。主要方式是通过从反应堆主冷却剂系统引压，将原V08-43A/B（旁通止回阀）改造成常关的气动隔离阀[3]，见图1，阀门为核安全2类、抗震1类；阀门设置为失效关，在失电、失气或者失去控制信号后均切至关闭位置，且为保证主控室准确判断阀门的开关状态，设置了指示器，将阀门信号反馈至主控室。主控室依据死管段内压力变化趋势手动控制V08-43A/B阀门的开、关，进而实现对死管段内引压，V08-43A/B气动隔离阀常关且与V08-01C/D设置连锁，避免功率运行期间出现V08-43A和V08-01C、V08-43B和V08-01D同时开启的情况。

本机组的改进方法与法国相比差异化主要体现在BUGEY3机组是将旁通逆止阀更换为手动隔离阀且该阀在机组运行时保持开启状态。但核电机组设计要求是与一回路系统承压边界连接的较低等级的系统之间需设置双重隔离，将逆止阀改为常开的手动隔离阀实际上是破坏了一回路的双重隔离。虽然法国现有的核电站经验反馈表明进口隔离阀门出现由于阀门失效引起的泄漏率突然增加的可能性极低，但是出于对核安全的保守决策，显然秦一期的改进策略更有安全性和优越性。

4 本机组历史上产生的典型死管段现象

通过观察发现，本机组产生死管段现象的区域主要集中在停堆冷却系统管系。在R8大修期间，对可能存在的死管段现象的区域进行了检查。其中对停冷管系的V08-01A解体检查发现：闸板出口密封面有严重腐蚀，腐蚀沿闸板出口液面展开，闸板密封面与闸板体焊接处有腐蚀凹坑，在对其出口的管道目视检查中，发现有明显的腐蚀痕迹。

另外对V08-02E解体检查时也发现阀座密封面上有一深达3mm的巨大凹痕（非贯穿缺陷），研磨后经密封检查合格；V08-01B和V08-02F也存在不同程度的腐蚀性，出现了死管段现象的典型特征。在R9期间对部分发生问题的阀门继续进行跟踪检查，在阀体和阀座密封面再次发现了腐蚀线，在对应的管道内壁也有腐蚀痕迹。

R15期间机组出现了停冷系统进口管道A压力表（PI0807）缓慢上涨至3.46MPa并触发H报警，起初怀疑是停冷系统与主系统第一道隔离阀（V08-01A）或者旁通截止阀（V08-43A）内漏导致第二道隔离阀前（V08-01C）压力升高。运行一段时间后缺陷趋势发展为第二道隔离阀前压力已升至与主系统压力一致到达15.2MPa的情况，但停冷泵入口压力表未见异常变化，后证实就是因死管段现象造成V08-01A内漏。

5 机组死管段区域筛选

为了提前识别风险，预防死管段现象对一回路压力边界产生威胁，依据秦山一期反应堆冷却剂系统的管系设计，对关键管系识别出大概率产生死管段水、汽两相现象的位置，进而作为机组长期重点监督管理、维护的对象。经过筛选，与一回路反应堆冷却剂系统相连接的管系有：主系统的稳压器波动管和喷淋管系、主系统平均温度测量管系、化容控制系统的上充下泄管系、安全注射系统管系、停冷系统的入口管系、疏排水系统的入口管系、取样系统的入口管系等23根管系[4]。

根据死管段现象产生的原理及各类辅助工艺系统的运行方式，识别出了反应堆冷却剂系统主管道相连接的死管段位置有10个[4]，这些死管段位置并不都会发生汽化，需进一步研究分析管段内部流体的温度和压力，再识别出汽化概率最大的管系。

5.1 筛选的死管段内液体压力、温度分析

5.1.1 环路冷段安注管系

在机组正常运行期间，主环路冷段注入管的一次、二次止回阀之间的管道与安注箱相连通，安注箱内充氮气，压力始终保持在4.5～4.85MPa，此压力对应的饱和温度约为200℃。秦山一期主系统冷段温度约288.8℃，经过一次止回阀降温后，温降约为100℃，因此死管段内温度超过200℃的概率极低，因此此段不纳入关注对象[4]。

表1 需重点关注的死管段区域清单

5.1.2 备用上充管系

机组在启动期间，当反应堆冷却剂系统完成除氧后，会投运备用上充管线一段时间，进而将备用上充管段的液体进行置换；正常运行后，也会定期切换运行上充泵，管段内未设置疏水和放气支管，在运行一定时间后，可以完全保证管内为单相水实体，在其被隔离后，管段两端压力维持高压，一端为17.5MPa，一端为15.2MPa，也不会发生死管段内的液体外泄的情况，因此即使被加热，完全能靠自加压作用保证该管段内液体不发生饱和汽化，故此段不纳入关注对象[4]。

5.1.3 疏排水系统进口管

疏排水系统进口管道内径为46mm，属于＜76.2mm的管道，参考EPRI研究结论[5]，其湍流渗入距离最大不超过460mm。而连接主管道的疏排管线的两个一次隔离阀距离分别为3243mm和2393mm，已远大于湍流穿透距离，参考EPRI TR-103581报告分析[6]的自然对流传热情况可以发现一次隔离阀处的温度已接近环境温度，故此段不纳入关注对象[7]。

5.1.4 过剩下泄进口管

过剩下泄系统进口管道从主系统II环路疏排系统进口管道中引出，引出后的管道内径比疏排进口管道更小，其一次隔离阀与主管道的距离也大于疏排系统管线，因此可推断其一次隔离阀处的温度已接近环境温度，故此段不纳入关注对象。

5.2 筛选出需重点关注的死管段

结合上述内容，经过两轮排查筛选，最终确定了本机组仅有反应堆冷却剂系统I环、II环回路的热段安注系统的注入口段、停冷系统的入口段4根管道发生死管段现象的水、汽两相概率较大[4]，故得出需要重点跟踪关注的死管段区域见表1。在机组的多次大修中，也仅发现V08-02E、V08-02F、V08-01、V08-01B 四个阀门及管道中有死管段现象引发的腐蚀问题，这也证明了筛选的科学性和正确性。

6 针对产生死管段区域的管理

参考国内外的经验反馈和改造情况，总结出本机组应对死管段现象的对策如下[4]。

（1）从设计上杜绝死管段现象发生的概率：加长一次隔离阀与主管道之间的管线长度[6]，同时增加一次隔离阀和二次隔离阀之间的距离，此种方法已在美国、俄罗斯、法国核电机组中得到应用。

（2）在对管道进行充分排气后，再进行隔离，尽力保证被隔离的死管段内为单相水：在反应堆冷却剂系统I环、II环回路的热段安注系统的注入口段、停冷系统的入口段均布置有疏水、放气支管；进行管道隔离前，应借助系统的充水排气窗口将死管段、放气阀、疏水阀支管内的空气排净。

（3）利用预加压的手段，使死管段内保持较高的初始压力：当反应堆冷却剂系统压力达到3.0MPa时，先关闭停冷系统进口管道的二次隔离阀，再关闭一次隔离阀，使死管段内保持3.0MPa的初始压力，当主系统升压至15.2MPa时，再通过打开旁路气动隔离阀对死管段升压，达到要求值后，再关闭。

（4）通过监视死管段内压力变化，提前干预：机组正常期间，当管段内压力降至低压报警时，手动开启停冷系统进口管道旁路气动隔离阀使管段压力恢复至热段压力后，保持关闭，这便保证了管段内压力高于流体对应的饱和压力，防止死管段内产生蒸汽。

（5）利用大修的窗口对重点关注的阀门、管段进行射线探伤，验证其完整性：对死管段区域的阀门、管道建立定期预维，强化维修质量，建立阀门修后密封性检查步骤。

（6）控制水质，提升死管段内的局部环境，减轻腐蚀：利用反应堆冷却剂系统的除氧水置换死管段中的水，降低水的氧含量，减轻腐蚀。

7 结语

该文通过分析死管段现象产生的机理和危害，剖析了核电行业和国外同类型核电机组解决死管段现象的方法。并结合连接秦山一期核电机组反应堆冷却剂系统的主管道设计，对本机组死管段现象及改造进行了系统分析，并针对机组死管段区域筛选出的大概率发生死管段现象的位置，提出管理策略。该文的研究成果将对同类型的核电机组在应对死管段现象的工作上起到一定的示范作用，具备较好的参照应用价值。

同时，我国已对巴基斯坦输出了C1-C4核电机组，因其堆型是借鉴秦山一期核电机组原型设计，因此秦山一期机组分析出的死管段重点关注区域和管理策略，可作为运行、维护管理成果输出。