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摘 要：为防止热疲劳造成的损伤，世界各国在核电站的设计标准中均制定有关热疲劳规定，要求设备在役期间不能超过部件材料的疲劳极限，但由于设备或管道受到设计预想之外的热疲劳工况及材料自身老化作用等因素，造成设备损伤从而影响其可靠运行。本文根据业界经验反馈及研究成果，分析了一回路辅助管道热疲劳失效机理及其表现形式，介绍了热疲劳问题的缓解措施及FAMOS监测的测点分布与评估模块。
关键词：核电站；一回路辅助管道；热疲劳；FAMOS
1、引言
截至目前，世界范围内已经发生了一系列反应堆冷却剂辅助管道（安注系统、余热排出系统、化容控系统等）与热疲劳相关的事件，随着核电站服役时间的延长，由材料老化导致的裂纹、冷却剂泄漏等事件发生的概率将大为增加。美国核管委会（NRC）就管道热疲劳事件相继发布88-08、88-11[1-2]等公告，要求许可证持有者开展相关的调查行动，以确保电厂的安全运行。
2、热疲劳机理分析[3-5]
热疲劳是指材料在由温度循环变化时产生的循环热应力及热应变作用下发生的疲劳。一回路辅助管道是指与主管道相连的管道及与主管道直接相关的辅助系统的管道，其功能为反应堆冷却剂提供流道，并在非正常和事故工况下起缓解作用，对于维持一回路管道的结构完整性及核电站的安全经济运行至关重要。
热疲劳的影响因素：流体温度、投运时间、管线布置、管线材质等。一回路辅助管道热疲劳现象的表现形式分为热分层、热冲击、热波纹、湍流渗入、冷热混流。
热分层（Thermal Stratification）：位于管道内的介质，当其内部受热不均匀时，热的、轻的介质停留在冷的、较重的介质上面，形成具有一定温度梯度的流体分层，并在管道横截面上产生非线性的温度梯度：上部热的区域承受轴向压应力、下部冷的区域承受拉应力，热分层使管道产生较大的弯曲变形（见图1）。
热波纹（Thermal Striping）：在热分层界面区域，在流体流速比较高或非常缓慢情况下，流动流体的扰动作用引起热-冷介质分界面的剧烈波动，并使管道内表面产生局部热瞬态，这种现象称之为热波纹（见图2）。
热冲击（Thermal Shock）：当冷的流体（或热的流体）往复于管道或管嘴时（见图3），会在其内部产生交变热应力，此现象称之为热冲击。
湍流渗入热循环（Turbulent Penetration Thermal Cycling）：主管道内流体的流动作用引起支管道内流体的扰动现象，称之为“湍流渗入”；由于机组工况的变化，“湍流渗入”的长度会在某值附近做周期性变化，从而引起该区域热、冷流体分界面周期性移动，形成“湍流渗入热循环”；该现象出现在与主管相连支管的非隔滞留流体的尾部区域，见图4。
冷热混流（Mixing Flow）：低温介质与高温介质在某区域交替接触，产生混合的现象（见图5）。该现象多发于T型管道结构件内，失效部位常位于距T型连接件的下游区域，此现象的典型特点是无法用常规的热电偶装置进行监控。
3、热疲劳的缓解措施[6]
为缓解或避免热疲劳对一回路辅助管道的影响，业界推荐了一系列措施以减弱或缓解热疲劳影响，主要包括：运行控制、管道改造、维修措施及热疲劳在线监测等。
（1）运行控制：通过改变电厂运行规程，减弱或缓解热疲劳影响，如安排上充管线和备用上充管线都投运等。
（2）改造措施：在热疲劳失效的高潜在风险区考虑使用这些措施，改造措施主要包括：增设压力控制系统，增设管道保温措施，增加、删除、替换阀门、调整阀门内部构件、重新布置阀门位置，更改管道的空间布局，优化管道材料，调整管道支撑位置等。
（3）维修措施：通过永久性的改造来缓解热疲劳固然好，但是需要从成本和安全方面的考虑。通常，通过优化维修活动，以确保隔离阀的泄漏完整性，也可达到缓解热疲劳影响的目的。维修措施主要包括：检查阀门泄漏、阀杆密封泄漏、隔离阀座泄漏、管道支撑维修等。
（4）热疲劳在线监测系统：增设温度监测系统，可获得现场实一回路辅助管道热疲劳敏感管段的实际运行数据，为热疲劳评估、运行控制优化等提供最可靠、最直接的数据。
4、FAMOS（Fatigue Monitoring System）在线监测系统[7]
FAMOS系统是目前世界应用最广泛的热疲劳在线监测手段之一（已在20座核电厂得以应用），且在EPR机组中，其已发展成为独立的核电系统。该监测系统可以在电厂运行过程中对主回路相关疲劳敏感区域的热负荷变化进行实时的数据采集和记录，采用相应的手段对电厂的疲劳瞬变及热负荷进行有效控制，跟踪和评估电厂的运行状态，对电厂的设备老化及寿期管理具有重要支持作用。
（1）FAMOS在线测点分布
为精确的获取热冲击或热分层等工况监测数据，在管道同一测量部位上布置2、7或8个热电偶组成的测量片为温度传感器，以获取温度参数的采集与显示，每个电厂一般有20-50个测量部位。台山核电站FAMOS系统有170个热电偶、分布于37个测量部位：主回路测量部位3个、波动管线测量部位6个、喷淋管线测量部位7个、化容控制管线测量部位6个、安注管线测量部位5个、给水系统测量部位4个、辅助给水测量部位6个（见图6）。
（2）FAMOS系统评估模块
FAMOS系统通过数据采集，获得现场实际运行数据，利用其开发的评估模块，计算出不同响应速度、不同计算精度的疲劳损伤。FAMOS系统的评估模块如下：
（a）基于事件的疲劳评估EBF模块（Event-Based Fatigue），该模块的评估原理：将机组实际发生事件数目与机组运行设计事件数目进行对比，以评估疲劳损伤程度，如机组实际升温次数与机组设计升温次数，精度比较低。 （b）基于循环的疲劳评估CBF模块（Cycle-Based Fatigue），CBF模块包含两个子模块：基于载荷的CBLC 模块（Cycle-Based Load Counting）和基于应力的SSBF模块 （Simplified Stress-Based Fatigue）。CBLC 模块统计不同温度范围的真实数目（压力循环），分析其是否与疲劳相关以及是否需要进一步分析，计算精度较EBF模块高；SSBF模块采用雨流法将温度范围进行分类，然后计算各类的应力水平，最后根据设计疲劳曲线计算疲劳使用因子，计算精度较CBLC 模块。
（c）基于应力的疲劳评价SBF模块（Stress-Based Fatigue），分析计算时考虑温度、压力等所有因素，利用有限元分析等，采用离线分析，周期较长，计算精度最高。
5、结论
本文对核电站一回路辅助管道热疲劳机理、缓解措施进行分析，并介绍国外常用热疲劳监测系统FAMOS，主要结论如下：
（1）一回路辅助管道热疲劳失效机理表现包括热分层、热冲击、热波纹、湍流渗入与冷热混流；
（2）一回路辅助管道热疲劳问题业界常用的措施有运行控制、管道改造、维修措施及热疲劳在线监测系统等；
（3） FAMOS系统主要包括基于事件的疲劳评估EBF模块、基于循环的疲劳评估CBF模块、基于应力的疲劳评价SBF模块，台山核电站FAMOS系统37个测量部位共计170个热电偶。
参考文献
[1] NRC Bulletin 88-08， Thermal Stresses in Piping Connected to Reactor Coolant Systems. US NRC.1988
[2] NRC Bulletin 88-11，Pressurizer Surge Line Thermal Stratification. US NRC，1988.
[3] EPRI TR-103581， Thermal Stratification， Cycling and Striping （TASCS）， EPRI， Palo Alto， CA： March 1994.
[4] K.-J. Metzner & U. Wilke， European THERFAT project - thermal fatigue evaluation of piping system “Tee”-connections， Nuclear Engineering & Design， Vol.235， Issues 2-4 ， 2005， 473-484.
[5] IAEA-TECDOC-1361， Assessment and management of ageing of major nuclear power plant components important to safety - primary piping in PWRs， IAEA， July 2003.
[6] EPRI-1001017，Mitigation of Thermal Fatigue in Unisolable Piping Connected to PWR Reactor Coolant Systems（MRP-29）
[7] Wilhelm K and Christian P， Chapter 153 Fatigue Monitoring in Nuclear Power Plants13， Encyclopedia of Structural Health Monitoring. ISBN： 978-0-470-05822-0.
作者简介：
罗志峰，1982.01，男，河南开封人，工程师，毕业于西安交通大学材料学专业，主要从事核电厂设备寿命评估与理化检验工作，发表论文3篇，获模拟核电厂管道热疲劳现象的试验台架等专利3项.
关银柏，1985.12，男，湖北孝感人，助理工程师，毕业于中南大学机械设计制造及其自动化专业，主要从事核电厂老化和寿命管理工作。
关键词：核电站；一回路辅助管道；热疲劳；FAMOS
1、引言
截至目前，世界范围内已经发生了一系列反应堆冷却剂辅助管道（安注系统、余热排出系统、化容控系统等）与热疲劳相关的事件，随着核电站服役时间的延长，由材料老化导致的裂纹、冷却剂泄漏等事件发生的概率将大为增加。美国核管委会（NRC）就管道热疲劳事件相继发布88-08、88-11[1-2]等公告，要求许可证持有者开展相关的调查行动，以确保电厂的安全运行。
2、热疲劳机理分析[3-5]
热疲劳是指材料在由温度循环变化时产生的循环热应力及热应变作用下发生的疲劳。一回路辅助管道是指与主管道相连的管道及与主管道直接相关的辅助系统的管道，其功能为反应堆冷却剂提供流道，并在非正常和事故工况下起缓解作用，对于维持一回路管道的结构完整性及核电站的安全经济运行至关重要。
热疲劳的影响因素：流体温度、投运时间、管线布置、管线材质等。一回路辅助管道热疲劳现象的表现形式分为热分层、热冲击、热波纹、湍流渗入、冷热混流。
热分层（Thermal Stratification）：位于管道内的介质，当其内部受热不均匀时，热的、轻的介质停留在冷的、较重的介质上面，形成具有一定温度梯度的流体分层，并在管道横截面上产生非线性的温度梯度：上部热的区域承受轴向压应力、下部冷的区域承受拉应力，热分层使管道产生较大的弯曲变形（见图1）。
热波纹（Thermal Striping）：在热分层界面区域，在流体流速比较高或非常缓慢情况下，流动流体的扰动作用引起热-冷介质分界面的剧烈波动，并使管道内表面产生局部热瞬态，这种现象称之为热波纹（见图2）。
热冲击（Thermal Shock）：当冷的流体（或热的流体）往复于管道或管嘴时（见图3），会在其内部产生交变热应力，此现象称之为热冲击。
湍流渗入热循环（Turbulent Penetration Thermal Cycling）：主管道内流体的流动作用引起支管道内流体的扰动现象，称之为“湍流渗入”；由于机组工况的变化，“湍流渗入”的长度会在某值附近做周期性变化，从而引起该区域热、冷流体分界面周期性移动，形成“湍流渗入热循环”；该现象出现在与主管相连支管的非隔滞留流体的尾部区域，见图4。
冷热混流（Mixing Flow）：低温介质与高温介质在某区域交替接触，产生混合的现象（见图5）。该现象多发于T型管道结构件内，失效部位常位于距T型连接件的下游区域，此现象的典型特点是无法用常规的热电偶装置进行监控。
3、热疲劳的缓解措施[6]
为缓解或避免热疲劳对一回路辅助管道的影响，业界推荐了一系列措施以减弱或缓解热疲劳影响，主要包括：运行控制、管道改造、维修措施及热疲劳在线监测等。
（1）运行控制：通过改变电厂运行规程，减弱或缓解热疲劳影响，如安排上充管线和备用上充管线都投运等。
（2）改造措施：在热疲劳失效的高潜在风险区考虑使用这些措施，改造措施主要包括：增设压力控制系统，增设管道保温措施，增加、删除、替换阀门、调整阀门内部构件、重新布置阀门位置，更改管道的空间布局，优化管道材料，调整管道支撑位置等。
（3）维修措施：通过永久性的改造来缓解热疲劳固然好，但是需要从成本和安全方面的考虑。通常，通过优化维修活动，以确保隔离阀的泄漏完整性，也可达到缓解热疲劳影响的目的。维修措施主要包括：检查阀门泄漏、阀杆密封泄漏、隔离阀座泄漏、管道支撑维修等。
（4）热疲劳在线监测系统：增设温度监测系统，可获得现场实一回路辅助管道热疲劳敏感管段的实际运行数据，为热疲劳评估、运行控制优化等提供最可靠、最直接的数据。
4、FAMOS（Fatigue Monitoring System）在线监测系统[7]
FAMOS系统是目前世界应用最广泛的热疲劳在线监测手段之一（已在20座核电厂得以应用），且在EPR机组中，其已发展成为独立的核电系统。该监测系统可以在电厂运行过程中对主回路相关疲劳敏感区域的热负荷变化进行实时的数据采集和记录，采用相应的手段对电厂的疲劳瞬变及热负荷进行有效控制，跟踪和评估电厂的运行状态，对电厂的设备老化及寿期管理具有重要支持作用。
（1）FAMOS在线测点分布
为精确的获取热冲击或热分层等工况监测数据，在管道同一测量部位上布置2、7或8个热电偶组成的测量片为温度传感器，以获取温度参数的采集与显示，每个电厂一般有20-50个测量部位。台山核电站FAMOS系统有170个热电偶、分布于37个测量部位：主回路测量部位3个、波动管线测量部位6个、喷淋管线测量部位7个、化容控制管线测量部位6个、安注管线测量部位5个、给水系统测量部位4个、辅助给水测量部位6个（见图6）。
（2）FAMOS系统评估模块
FAMOS系统通过数据采集，获得现场实际运行数据，利用其开发的评估模块，计算出不同响应速度、不同计算精度的疲劳损伤。FAMOS系统的评估模块如下：
（a）基于事件的疲劳评估EBF模块（Event-Based Fatigue），该模块的评估原理：将机组实际发生事件数目与机组运行设计事件数目进行对比，以评估疲劳损伤程度，如机组实际升温次数与机组设计升温次数，精度比较低。 （b）基于循环的疲劳评估CBF模块（Cycle-Based Fatigue），CBF模块包含两个子模块：基于载荷的CBLC 模块（Cycle-Based Load Counting）和基于应力的SSBF模块 （Simplified Stress-Based Fatigue）。CBLC 模块统计不同温度范围的真实数目（压力循环），分析其是否与疲劳相关以及是否需要进一步分析，计算精度较EBF模块高；SSBF模块采用雨流法将温度范围进行分类，然后计算各类的应力水平，最后根据设计疲劳曲线计算疲劳使用因子，计算精度较CBLC 模块。
（c）基于应力的疲劳评价SBF模块（Stress-Based Fatigue），分析计算时考虑温度、压力等所有因素，利用有限元分析等，采用离线分析，周期较长，计算精度最高。
5、结论
本文对核电站一回路辅助管道热疲劳机理、缓解措施进行分析，并介绍国外常用热疲劳监测系统FAMOS，主要结论如下：
（1）一回路辅助管道热疲劳失效机理表现包括热分层、热冲击、热波纹、湍流渗入与冷热混流；
（2）一回路辅助管道热疲劳问题业界常用的措施有运行控制、管道改造、维修措施及热疲劳在线监测系统等；
（3） FAMOS系统主要包括基于事件的疲劳评估EBF模块、基于循环的疲劳评估CBF模块、基于应力的疲劳评价SBF模块，台山核电站FAMOS系统37个测量部位共计170个热电偶。
参考文献
[1] NRC Bulletin 88-08， Thermal Stresses in Piping Connected to Reactor Coolant Systems. US NRC.1988
[2] NRC Bulletin 88-11，Pressurizer Surge Line Thermal Stratification. US NRC，1988.
[3] EPRI TR-103581， Thermal Stratification， Cycling and Striping （TASCS）， EPRI， Palo Alto， CA： March 1994.
[4] K.-J. Metzner & U. Wilke， European THERFAT project - thermal fatigue evaluation of piping system “Tee”-connections， Nuclear Engineering & Design， Vol.235， Issues 2-4 ， 2005， 473-484.
[5] IAEA-TECDOC-1361， Assessment and management of ageing of major nuclear power plant components important to safety - primary piping in PWRs， IAEA， July 2003.
[6] EPRI-1001017，Mitigation of Thermal Fatigue in Unisolable Piping Connected to PWR Reactor Coolant Systems（MRP-29）
[7] Wilhelm K and Christian P， Chapter 153 Fatigue Monitoring in Nuclear Power Plants13， Encyclopedia of Structural Health Monitoring. ISBN： 978-0-470-05822-0.
作者简介：
罗志峰，1982.01，男，河南开封人，工程师，毕业于西安交通大学材料学专业，主要从事核电厂设备寿命评估与理化检验工作，发表论文3篇，获模拟核电厂管道热疲劳现象的试验台架等专利3项.
关银柏，1985.12，男，湖北孝感人，助理工程师，毕业于中南大学机械设计制造及其自动化专业，主要从事核电厂老化和寿命管理工作。