压水堆核电厂安全壳贯穿件老化管理

压水堆核电厂安全壳贯穿件老化管理
谢岱良 李鸿飞 李上元 王志敏
（广西防城港核电有限公司，广西 防城港 538001）
【摘 要】压水堆核电厂安全壳贯穿件是安全壳内外流体输送、设备或人员进出、电缆穿行等工作的关键部件，文章对贯穿件结构和材料进行阐述，从老化管理角度对压水堆核电厂安全壳贯穿件老化机理进行分析，包括腐蚀、疲劳、机械磨损，并开展基于戴明循环（PDCA ）的管理，在对安全壳贯穿件老化机理充分认知的基础上提出管理策略。

【关键词】压水堆；核电厂；安全壳贯穿件；老化管理
【中图分类号】TL38 【文献标识码】A 【文章编号】1008-1151(2019)07-0034-04
Aging Management of Containment Penetrations in Pressurized Water
Reactor(PWR ) Nuclear Power Plant
Abstract: The containment penetration of pressurized water reactor (PWR) nuclear power plant is the key component of fluid transportation inside and outside the containment, equipment or personnel entering and leaving, cable traversing and so on. The structure and material of penetration are described. The aging mechanism of PWR nuclear power plant containment penetration is analyzed from the perspective of aging management, including corrosion, fatigue and machinery. The management based on Deming Cycle(PDCA) was carried out, and the management strategies were put forward on the basis of fully understanding the aging mechanism of containment penetrating parts.
Key words: PWR; nuclear power plant; containment penetration; aging management
1 引言
安全壳作为核电厂的第三道安全屏障，必须保证具有足够的强度和密封性能，在正常运行期间和事故工况下防止放射性物质泄漏至外界环境中。

贯穿件预埋在安全壳中，属不可更换部件，对核电厂的安全、稳定运行担负着重要的作用，是核电厂安全运行的重要保障之一[1] 。

国内外曾发生多起贯穿件老化事件，如点蚀和应力腐蚀开裂的事件，以及由于密封材料不合格、老化或安装缺陷造成的贯穿件密封性试验不合格[2-7]。

借助有效系统的老化管理方法，可及时发现和缓解老化，提高贯穿件的安全性与可靠性。

2 安全壳贯穿件结构
贯穿件将贯穿管路与安全壳混凝土中预埋的锚固套筒连接，并与安全壳内外侧的管道相连，在各种工况下管道所承受的载荷经贯穿件传递给安全壳，起着系统管道固定支架的作用。

贯穿件根据作用类别分为管道贯穿件、燃料传输通道、人员闸门和设备闸门、电气贯穿件。

贯穿件的材料多种多样，大部分为碳钢和不锈钢，碳钢材料有P265GH 、P280GH 、TU42C 、A42AP 、Q235C 等，不锈钢材料有Z2CN18.10、Z2CND18.12N 等。

2.1 管道贯穿件
管道贯穿件主要由封头、安全壳套管、保护套管、插入板等部件构成，根据其结构可分为直埋贯穿件和带套筒贯穿件，管道贯穿件典型的结构示意图如图1所示。

图1 管道贯穿件结构示意图
2.2 燃料传输通道
燃料传输通道是燃料传输的唯一管道，其典型结构如图2所示。

钢制套筒（CE ）为预埋在安全壳混凝土中，该套筒的
总第21卷239期 大 众 科 技 Vol.21 No.7 2019年7月 Popular Science & Technology July 2019
【收稿日期】2019-05-13
【作者简介】谢岱良（1983－），男，广西防城港核电有限公司工程师，从事性能试验及技术管理方面的研究。

一部分与安全壳的混凝土接触，一部分为安全壳大气环境。

套筒（NCE）为不锈钢结构，是乏燃料传输的主要通道。

套筒支持结构为支撑套筒（NCE）的钢制结构，必须具有一定的承载能力。

钢制盲板法兰在运行期间将输送管道封住，在停堆换料期间开启以完成燃料传输。

紧固件用于固定盲板法兰。

密封圈是钢制法兰中间两根环形的双密封圈，保证燃料传输通道的密封性。

钢制波纹管膨胀节位于传输管道和反应水池以及传输管道和乏燃料水池之间，同样用于保证密封性。

燃料传输管道中焊缝主要存在于套筒支撑结构与套筒之间的结合部位。

图2燃料传输通道结构示意图
2.3人员闸门
人员闸门是反应堆厂房用于人员出入和小设备进出的通道，其结构如图3所示。

压水堆安全壳设有两个人员闸门，其尺寸和构造相同，分别位于0.00和＋8.00m标高。

图3人员闸门结构示意图
每个人员闸门包括：直径为2.9m横穿安全壳的套筒，两个密封门，两个门的锁紧机构，两个起门机构，两个门铰链，两个伸缩式门槛，一个电动机为开启两个门提供动力，一个互锁机构（作用是防止同时开启密封门），两个平衡阀，一个固定的地板，一个电气柜（包含了控制电气机构和电动机电源），三个操作控制面板，一个气动装置（用来实现密封的控制和闸门的压缩），一组加压和减压装置（保证人员闸门作压缩和减压的功能）。

2.4设备闸门
设备闸门作为重型设备的进出口，其结构如图4所示。

设备闸门直径7.4m的开孔用一个滑动门封住，构成一道放射性辐射屏蔽，其密封性由压紧的两块钢法兰之间的两个同心的弹性材料实心密封件来保证，密封件之间的空间用加压至5.83×103Pa绝对压力的空气用于监控其密封性。

图4设备闸门结构示意图
2.5电气贯穿件
电气贯穿件为电气、控制及测量导体通过安全壳提供安全通道，并保持安全壳的压力边界完整性和功能完整性。

电气贯穿件固定在一个导管内，导管靠安全壳内侧和外侧两端用两块实心板封住，电缆导线从板中穿过。

电气贯穿件根据作用分为中压动力、低压动力、控制、仪表测量等几种类别。

电气贯穿件筒体内充有惰性气体（以氮气为多），封闭的圆筒内保持2.5bar.g惰性气体进行密封，压力必须维持在0.5 bar.g 以上，设有压力表与之相连，以监测内部气体压力变化情况；同时设有补气口，当压力降低到设定值时，为筒体及时补气。

图5为低压电气贯穿件安装示意图。

图5低压电气贯穿件结构示意图
3 贯穿件老化机理
安全壳贯穿件老化管理的首要任务在于准确识别贯穿件的老化机理，老化机理识别主要依据美国核管理委员会（NRC）文件NUREG-1801“Generic Aging Lessons Learned （GALL）Report”[8]和相应的经验反馈，包括NRC信息公告、执照事件曝光（LER）以及核电厂可靠性数据系统资
料
（NPRDS）中的相关经验反馈，参考IAEA-TECDOC-1025以及国内核电厂的部分总结。

安全壳贯穿件的老化机理主要包括腐蚀、辐照脆化、疲劳和机械磨损等，其潜在老化部件及对应老化机理如表1所示。

表1安全壳贯穿件老化部件及老化机理
部件材质老化环境老化机理
机械/电气贯
穿件碳钢/不锈钢内外部空气
腐蚀、循环载荷、疲劳、机
械磨损、辐照老化
燃料运输通道不锈钢硼酸水疲劳、腐蚀、磨损等密封圈橡胶硼酸水、内外部空气磨损、硬化开裂、辐照老化
人员闸门设备闸门碳钢/不锈钢内外部空气
腐蚀、循环载荷、疲劳、机
械磨损
3.1腐蚀
目前国内核电厂处沿海地区，大部分核电厂的贯穿件在安装阶段并未采取相应的防腐措施，空气中的水分与氯离子容易在金属表面产生化学反应，形成具有导电性的水膜，从而为腐蚀电池提供电解质。

贯穿件焊缝的热影响区相比母材具有更负的腐蚀电位，与电解质共同形成腐蚀电池。

氧则作为去极化剂发生还原反应，热影响区作为阳极发生氧化腐蚀。

此外还容易发生点蚀、缝隙腐蚀等。

阴极反应：O2＋2H2O＋4e→4OH-；
阳极反应：Fe-2e→Fe2＋。

3.2辐照脆化
钢制材料在辐照环境下，铁素体钢受快中子轰击后，被撞原子产生离位现象，同时原点位置变成一个空位，而它本身经过串级碰撞后，滞留在晶格之间成为一个间隙原子，于是就形成了Frenkel缺陷对，经过一系列的反应导致材料产生辐照脆化。

另外，辐照还会引起材料硬化、强化和脆化。

3.3疲劳
安全壳贯穿件疲劳主要为敏感部位受到循环载荷、温度波动和振动的作用而致使裂纹萌生和扩展。

循环载荷包括：（1）引起热膨胀应力的启动/停堆周期；（2）泄漏率试验加压；（3）地震载荷；（4）管道与贯穿件的反作用力。

温度波动主要来自机组运行状态发生变化时，系统的温度或管道内流体温度发生大幅度变化。

管道内流体往往会产生振动，导致接管处及其焊缝的疲劳开裂，尤其是位于应力增强系数大且结构不连续的部位。

在其他老化机理的综合作用下，疲劳损伤发生的概率大幅度增加。

3.4机械磨损
材料表面之间的相对运动是产生磨损的主要原因，人员闸门和设备闸门在大修等维修活动中不可避免的开关操作，容易导致磨损。

根据磨损形式（或过程）不同，可分为磨粒磨损、微动磨损或机械磨损。

材料之间可发生以下一种或多种交互作用：
（1）软表面粗糙峰承受严重的局部屈服并最终被去除；
（2）表面氧化物剪切；
（3）由于摩擦而引起的局部冷焊，随后焊接区域分离；
（4）机械性能相同或相似两材料间的局部加工硬化。

4 老化管理过程
4.1老化管理的方法
对于核电厂安全壳贯穿件的老化管理，电厂首先应开展贯穿件的筛选与分级工作，筛选与分级的过程方法如图6所示，主要从安全壳贯穿件的重要度、老化敏感程度及管理难易度考虑。

首先确定三个维度中的主要因素和次要因素，以便简化、明确推理规则。

部件重要度、老化敏感度和管理难易度进行高中低组合排序进行老化管理分级，老化管理重点关注的是部件很重要、比较容易发生老化、且管理比较困难的部件。

该类部件需编制老化管理大纲（AMP）指导开展老化管理工作。

图6老化筛选与分级的过程方法
（1）部件重要度：主导因素为“设备安全等级”，对于安全1级、2/1E/LS级设备的对象，其重要度由部件重要度确定，对于NA/NC级设备，对象重要度直接判为低；主要因素为“可靠性相关”、“概率评价关注”，两者之间为“或”的关系，共同决定3/IPS-NC级设备的重要程度，对于重要的3/IPS-NC级设备，根据部件重要度确定最终的对象重要度。

对于非重要3/IPS-NC级设备，其对象重要度为低。

（2）老化敏感度：主导因素为“老化机理”，当老化机理未知时（Q），不考虑对象敏感度；主要因素为“是否发生过失效”、“机理业界关注度”，两者之间为“或”的关系，共同决定此对象的基础敏感程度，当发生或失效或业界关注度为高时，无论使用频度如何，对象敏感度均为高；反之则需要根据对象所属设备的使用频度来确定对象敏感度。

（3）管理难易度：主导因素为“设备类型”，当设备为能动设备时，根据老化效应的可预防性判定对象管理难易程度；当设备类型为“非能动设备”时，由“可预防性”、“可更换性”和“可修复性”共同确定对象的管理难易度。

4.2老化管理大纲的建立
老化管理大纲（AMP）的建立主要依据国际原子能组织IAEA相关导则中提出的PDCA戴明环的方法，安全壳贯穿件老化管理流程如图7所示。

图7安全壳贯穿件老化管理流程
该方法围绕PDCA循环持续改进方法提出AMP应遵循九条基本内容。

AMP的目的是保证及时发现和缓解任何可能影响其安全功能的性能劣化。

其主要特点是旨在保证最有效和高效率的老化管理的一个系统的、全面的和完整的方法。

对安全壳贯穿件老化劣化和性能劣化对执行其设计功能影响的全面认知，源于设计基准（包括适用的规范和管理要求）、设计和制造（包括材料特性和规定的工作条件）、运行和维修历史（包括调试和监督）、检查结果及一般运行经验和研究结果等方面的知识。

4.3老化管理实践
核电厂安全壳贯穿件的老化管理实践依托于日常的维修活动当中开展，主要包括目视检查、密封性试验等。

4.3.1目视检查
目视检查包括检查暴露在外的金属表面的腐蚀：焊缝缺陷、磨损、损坏、侵蚀、划伤、表面开裂或其它形式的影响密封和垫圈密封完整性的性能劣化。

这种方法的主要局限性是无法检查不可接近的区域。

4.3.2密封性试验
安全壳密封性，主要通过安全壳泄漏监测系统（EPP系统）进行监测和评估。

EPP系统试验分为A，B，C三类试验和日常泄漏率监测，其验收准则或限值如表2所示。

表2安全壳贯穿件密封性试验验收准则或限值
试验类别验收准则或限值
安全壳整体密封性试验0.16%安全壳内干空气质量/24h
人员闸门每扇门为安全壳总体泄漏率的1%
设备闸门为安全壳的总体泄漏率的1%
燃料传输通道
盲板法兰密封件
为安全壳的总体泄漏率的1%
机械贯穿件
电气贯穿件
所有机械隔离阀的整体泄漏率不大于安全壳允
许泄漏率的50%
所有电气贯穿件的整体泄漏率不大于安全壳允
许泄漏率的1%
日常泄漏率监测每日泄漏率Q l60小于5 Nm3/h
（1）A类试验即安全壳的整体打压试验，用于验证安全壳的密封性和结构强度，在做A类整体试验前必须进行B类和C类的试验。

核岛设备安装结束后进行一次，首次停堆换料期间，之后每十年一次。

（2）B类试验包括电气贯穿件、人员闸门、设备闸门、燃料传输通道的密封性试验，可有效检测试验对象承压边界、密封圈及垫圈的老化情况。

人员闸门、设备闸门、燃料传输通道试验在每次换料大修期间进行。

（3）C类试验即机械贯穿件试验，对安全壳内外起隔离功能的隔离阀密封性进行验证，试验周期包括1个燃料循环（1C）、3个燃料循环（3C）、6个燃料循环（6C）。

（4）安全壳日常泄漏率监测试验，每天监测一次。

4.3.3防腐处理
受贯穿件安装后的结构空间限制，其防腐工作不能按照设计要求来实施。

根据贯穿件布置的特点，对发生锈蚀的部位，可利用开发的微粉喷砂设备和喷涂设备专用工具对其进行防腐处理。

设备主要由空气压缩机、喷砂机、喷枪、粉尘回收装置组成，通过专用管道连接组装，有效解决了狭小空间内的金属表面处和喷涂的难题，操作上与一般的喷砂喷涂工艺基本相同：（1）喷砂前将非防腐部位进行遮蔽，采取必要的防尘、除尘等措施，注意利用粉尘回收装置对异物进行回收；（2）由远及近、自下到上的顺序进行表面喷砂处理，并及时用压缩空气吹扫表面浮沉、纸屑等异物；（3）喷涂底漆要求按照由远及近、自上到下的顺序，在涂覆下一道涂层前应对原涂层损坏部分进行修补，确保涂层表面不留异物。

5 结语
随着压水堆核电厂服役时间的不断推进，安全壳贯穿件不可避免发生老化问题，准确识别安全壳贯穿件潜在老化机理，不断研究并深入了解，通过运行、检查、监督、试验及维修等手段进行有效控制，对安全壳贯穿件进行系统的老化管理，可有效提高核电厂的运行水平。

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