核电厂凝汽器堵管状态研究及可用性分析

祖 帅，车银辉，刘艳庄

（苏州热工研究院有限公司，广东深圳 518000）

0 引言

凝汽器作为核电厂二回路的重要热力设备，其主要作用是将汽轮机排汽和热力系统中的各种乏汽凝结，并通过循环冷却水不断将凝结潜热散发到环境中[1-3]。凝汽器体积巨大，内部结构复杂，包含大量冷却水管且各冷却水管间的间隙很小，凝汽器运行可靠性直接影响着机组的安全和效率。自2010 年至今，CPR1000 核电机组某型凝汽器已累计发生6 起因钛管跨距设计缺陷导致运行过程中钛管振动过大导致的海水泄漏问题[4]。

为了避免因钛管振动大导致海水泄漏，该型凝汽器普遍采用了针对高风险区预防性堵管的措施，部分核电厂预防性堵管数量已经接近或超出设计允许的堵管数量（表1）。其中，A 核电厂凝汽器虽在设计阶段留有一定堵管设计余量，但目前堵管数量已接近设计上限。B 核电厂凝汽器在设计阶段并无堵管余量，但目前堵管比例也已高达6.49%。随着堵管数量的继续增加，将继续降低核电机组运行经济性。随着凝汽器防振条的全面加装，钛管振动大的问题已经得到控制，已堵钛管具备恢复可用性的前提。目前行业内针对凝汽器正常运行钛管进行了大量研究[5-9]，但仍缺乏针对凝汽器已堵钛管实际状态和性能的综合研究。

表1 CPR1000 机组已堵堵管数量

针对核电厂某型凝汽器已堵钛管进行了专项研究和分析，包括已堵钛管的涡流检查、已堵钛管拔管检查、金属学分析和振动特性分析。同时基于已堵钛管状态分析结果，对钛管恢复可用性进行了分析和讨论。已堵钛管虽存在一定程度的磨损和开裂问题，但是力学性能、振动特性等均未见异常，具备恢复可用性的基础，可以为凝汽器已堵钛管的状态研究和可用性分析提供参考。

1 设备介绍

以某CPR1000 机组凝汽器为例，该凝汽器采用双壳体、单流程、单背压，表面式凝汽器。凝汽器主要由喉部、换热模块、热井、集水箱、闪蒸箱、水室、双联低加、旁路扩散器、凝结水过滤装置及凝汽器抽气装置等组成（图1）。壳体内共设有4 组管束模块来凝结汽轮机排汽，共分为两列（A 列和B 列），分别为A1 模块、B2 模块、A3 模块、B4 模块。管束顶部外围采用Ф25×0.7 mm的钛管，主凝结区及空冷区采用Ф25×0.5 mm 的钛管，管束形状为枞树形。

图1 中子通量测量通道布置

2 已堵钛管状态研究

2.1 已堵钛管涡流检查

为了系统地研究已堵钛管的状态变化，某核电厂机组大修期间，选取受蒸汽冲击较为强烈的区域，对已堵钛管进行涡流检查。检查区域为A1 和B4 模块的3 指表层和第二层钛管（图2）。其中A1 模块钛管191 根，B4 模块钛管190 根，钛管均为首轮大修堵管，截至目前已经运行约7 个循环。

图2 凝汽器已堵钛管抽检位置

凝汽器A1 模块钛管涡流检查结果见表2，其中THN 代表钛管外壁减薄显示、FFO 表示下次跟踪观察。根据涡流检查结果，在经历了7 个运行循环后，A1 模块191 根钛管中约8 根已堵钛管出现了减薄问题，已堵钛管缺陷比例为4.2%。大部分已堵钛管的减薄程度在10%～30%，未发现钛管开裂问题。A1 模块8 根缺陷已堵钛管均分布在靠近壳体壁面侧的第3a 指表面第一层和第二层，而对称侧的3b 指表面第一层和第二层已堵钛管区域并未发现缺陷钛管。

表2 A1 模块已堵钛管涡流检查结果

凝汽器B4 模块钛管涡流检查结果见表3。根据涡流检查结果，B4 模块190 根钛管中约18 根已堵钛管出现了减薄问题，其中1 根钛管出现了开裂问题。大部分已堵钛管的减薄程度在10%～30%，已堵钛管缺陷比例为9.5%。B4 模块18 根缺陷钛管除2 根分布在3a 指表面第一层和第二层外，其余缺陷钛管均位于靠近壳体壁面侧的第3b 指表面第一层和第二层。

表3 B4 模块已堵钛管涡流检查结果

综合A1 和B4 模块涡流检查结果，A1 模块已堵钛管缺陷比例为4.2%，B4 模块已堵钛管缺陷比例为9.5%，整体已堵钛管缺陷比例为6.8%。且A1 与B4 模块缺陷钛管分布均靠近凝汽器壳体壁面侧，呈现出了显著的不均匀性。由于钛管已经进行预防性封堵，钛管开裂并未造成海水泄漏问题。由于已堵钛管仍处于气流冲击较为剧烈的位置，因此其可能仍存在较大的振动问题，仍需要对钛管进行进一步检查分析。

2.2 已堵钛管拔管检查

为了研究凝汽器已堵钛管的实际状态，大修中针对凝汽器历史堵管区域的开裂钛管进行了拔管检查。拔管检查结果表明，该钛管断口附近外表面存在环向的磨损形貌，表明已堵钛管在凝汽器运行过程中也出现了振动过大导致碰磨的问题；对已堵钛管开裂的断口进行微观观察，发现断口表面磨损严重，无法获得裂纹源区和裂纹扩展区的形貌特征（图3）。已堵钛管在开裂过程中或开裂之后，两侧断口之间产生的相互运动会导致断口碰磨。

图3 已堵钛管拔管检查

2.3 已堵钛管力学性能研究

2.3.1 化学成分分析

对已堵钛管取样进行化学成分分析，化学成分分析结果见表4，未见其他异常腐蚀性元素。根据ASTM B338 Grade2中对钛管的成分要求，凝汽器已堵钛管的化学成分完全满足标准要求。

表4 化学成分分析结果

2.3.2 力学性能测试

根据ASTM E8/E8M 方法对已堵钛管开展力学性能测试，测试结果见表5。根据ASTM B338 要求，已堵钛管的抗拉强度、屈服强度、断面收缩率均满足标准要求，力学性能未见异常。

表5 力学分析结果

2.3.3 金相组织观察

采用金相显微镜对已堵钛管焊缝位置和基体部分的金相组织进行观察，微观尺度为100 μm（图4）：已堵钛管的金相组织和正常钛管的金相组织基本相同，基体组织为等轴α 相晶粒，焊缝位置组织较为粗大的α 相和针状或片层状的α 相。

图4 钛管金相组织

2.4 已堵钛管振动特性研究

为了研究凝汽器已堵钛管的振动特性，根据凝汽器钛管振动设计准则，对堵管前、后钛管的固有频率f、振动幅度Ym、临界流速Vc[10-11]等进行分析和研究。

2.4.1 堵管对固有频率f 的影响分析

堵管会使得钛管内无海水通过，使得钛管单位长度上的质量降低。根据ASME 关于凝汽器钛管振动的设计准则，钛管振动的固有频率f 主要取决于钛管的跨距Lm、单位长度质量m、弹性模量E 和截面惯量I。

当凝汽器钛管正常工作时，其单位长度质量为0.614 kg/m，对应的一阶固有频率为67.95 Hz。当凝汽器进行预防性堵管后，钛管单位长度质量为0.16 kg/m，其对应的一阶固有频率为133.22 Hz。因此，钛管堵管之后会成倍增加钛管固有频率，已堵钛管固有频率与汽轮发电机组工作频率25 Hz 相距较远，更加不会发生共振问题。

2.4.2 堵管对临界流速Vc影响分析

除了堵管对凝汽器钛管固有频率影响以外，还需要研究已堵钛管产生流体弹性激振的可能性。根据ASME Code Appendix N1330，避免钛管产生流体弹性激振的条件是凝汽器内部最大蒸汽流速Va必须小于钛管计算出的临界流速Vc，否则将产生严重的流体弹性激振现象。

其中，临界流速的计算主要与钛管固有频率f、单位长度钛管质量m 和蒸汽比容v 有关。结合钛管固有频率的计算方法和临界流速的计算方法可以发现，钛管临界流速与钛管质量无关，钛管质量变化会影响自身固有频率，但是不会影响钛管的临界流速。

2.4.3 堵管对钛管振幅的影响分析

根据钛管固有频率的计算方法和ASLTOM 关于凝汽器钛管振幅Ym的计算方法，可以发现当凝汽器钛管单位长度质量m变化时，也不会影响已堵钛管的振动幅度。钛管的振动幅度主要取决于蒸汽流速Va、钛管外径D、固有频率f 和蒸汽比容v 等参数，与是否进行堵管并无关系。

综上，根据凝汽器钛管的振动特性研究，可以发现已堵钛管的振动幅度和产生流体弹性激振的风险与正常钛管相同。

3 分析与讨论

基于针对凝汽器已堵钛管的分析结果，已堵钛管力学性能、化学成分和金相组织均未见异常。已堵钛管整体缺陷比例为6.8%，缺陷钛管的减薄程度大多在10%～30%。分析结果表明已堵钛管在经历了7 个大修循环后，损伤比例较少且损伤程度较低，表明已堵钛管具备恢复可用性的基础。但是已堵钛管相对于正常钛管的振动幅度和产生流体弹性激振的风险方面并未改变，也存在同样的振动大导致碰磨、开裂的现象。因此，建议针对需要恢复钛管可用性的机组进一步开展以下研究工作，制定具体恢复可用性的技术方案。

通过凝汽器三维流场数值仿真[12-15]和钛管应变测量手段，实现凝汽器钛管在各种机组运行工况下（比如机组甩负荷工况、凝汽器单列运行工况[16-17]等）流体弹性激振高风险区的识别。针对高风险区已堵钛管进行防振条加装的全覆盖，彻底消除凝汽器钛管的振动大问题。通过涡流检查和拔管检查相结合的方式，确定已堵钛管的实际状态，识别出钛管减薄程度或是否存在其他缺陷。

4 结论

凝汽器A1 模块已堵钛管缺陷比例为4.2%，B4 模块已堵钛管缺陷比例为9.5%，整体已堵钛管缺陷比例为6.8%，出现开裂的已堵钛管比例为0.3%，缺陷钛管的减薄程度大部分在10%～30%。已堵钛管的缺陷分布规律为靠近壁面壳体侧多，远离壳体侧少，缺陷钛管分布与气流冲击呈明显的相关性。

综上可知，凝汽器已堵钛管缺陷比例较低，减薄程度较轻，且已堵钛管化学成分、力学性能、金相组织、力学性能等均未见异常，已堵钛管具备恢复可用性的基础。但已堵钛管也存在同样的振动大导致碰磨、甚至开裂的问题。建议核电厂针对各自凝汽器的设计特点，结合凝汽器高风险区识别、防振条自动加装工具开发等措施，制定已堵钛管恢复可用的具体方案。