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重大专项“核电站寿命管理技术研究”成果介绍

2017-04-12

安全是核电可持续发展的重要保障,亟需高度重视核电站长寿期安全可靠运行技术的发展。相比核电发达国家,我国核电起步较晚,对核电设备材料服役老化机理和效应、寿命预测模型的研究相对滞后。我国最早的秦山、大亚湾核电站已运行20余年,设备老化问题时有发生,如何对核电站安全重要设备的寿命进行有效评价与管理显得尤为重要,也是我国核电发展所面临的重大技术挑战之一。

为提升我国核电站设备寿命管理技术能力,中国广核集团苏州热工研究院联合多家科研院所、高校,从2011年开始,针对核电站老化与寿命管理领域的共性技术问题,开展了重大专项“核电站寿命管理技术研究”课题的技术攻关。

夯实基础,顶层设计与基础研究并重

课题分为4个研究层次,7个研究方向,结合核电站管理行动与技术支持发展,划分为监管体系、管理方法、应用技术、老化机理4个研究层次,根据具体研究内容,划分为7个研究子方向:压水堆核电站老化和寿命管理法规、规范、方法研究;反应堆压力容器(RPV)服役老化行为、辐照损伤计算技术研究;一回路关键机械设备(除RPV)材料服役老化行为研究;核级电缆、板件、传感器服役老化行为研究;关键设备老化监检测和缓解技术研究;关键设备寿命评估技术研究;设备老化和寿命管理数据库研发。

课题涵盖核电站老化和寿命管理研究的全范围,科学性地将产、学、研、用四方面相结合,在主要领域内实现了技术和产业的融合。

第一、二层次,针对政府监管层面与核电站老化和寿命管理工作相关的法规、技术导则以及核电站现场老化和寿命管理工作技术体系、方法进行研究。课题组在对国内外老化法规和老化管理工作的系统性调研基础上,完成核电站老化管理和执照延寿申请法规、导则建议稿编制以及老化和寿命管理实施方法标准建议稿的编制,解决了长期以来我国核电站在设计、运行中无可依据的系统性指导文件的问题。研究成果《核动力厂老化管理导则》建议稿已经正式发布实施,进一步完善了我国核与辐射安全法规体系,提高了我国核安全监管水平。

第三层次,针对核电站部件的检查、监测、监督、评估、维修、缓解等技术以及新技术,开展老化和寿命管理应用技术的研究。课题实施过程中取得关键技术的突破,包括RPV材料中子辐照先进复合脆化评定方法、核电站蒸发器传热管缺陷的涡流检测技术、管道疲劳损伤在线分析技术、主曲线断裂评定技术、辐照损伤模拟技术等。同时,取得蒸发器传热管涡流检测探头、水下抗辐照激光测量装置、核电站水化学监测与分析评估系统、核电站设备老化和寿命管理软件等一批软硬件成果,为建立核电站寿命管理和评估方法提供了技术支持。

第四层次,针对部件老化机理研究,重点对核电站关键部件材料,如RPV用低合金钢、波动管用不锈钢、主管道用不锈钢及焊缝、蒸汽发生器传热管、核级电缆、控制棒驱动机构(CRDM)勾爪等,开展基础性老化机理和行为研究,获得了材料性能及组织的演变规律,揭示了材料的老化退化机理,并掌握了材质的性能老化规律数据,为我国大型先进压水堆核电站的老化与寿命管理积累了丰富的实验数据和研究经验。

创新研究,10项核心技术抢占高地

通过创新研究,课题组已形成10项核心技术,其中有两项获得核能行业协会科技进步奖,多项通过科技成果鉴定。

(一)核电站老化与寿命管理国家能源标准体系及导则文件

通过梳理和分析国内外核电站老化和寿命管理技术和标准现状,构建了适用于我国国情的核电站老化和寿命管理标准体系框架及标准体系,完成我国核电站老化与寿命管理的顶层设计,形成了12份技术导则/标准(已发布7份行业标准),对后续制定我国核电站关键设备老化和寿命管理相关标准具有指导作用,有力推动了我国核电行业寿命管理领域标准建设工作。

(二)核电站老化与寿命管理数据库

自主开发的核电站全寿期管理平台,具有电厂寿期管理数据存储与分析、设备筛选与分级管理、设备状态评估分析与管理、过时评估分析与管理、可靠性分析评估与管理等功能,为提升寿期管理体系化、集约化、数字化提供了有效工具。目前,该系统已经在多个核电站实现了联网应用。

建立了较为完整的群厂寿期管理技术体系,包括基于专家决策和风险分析的筛选分级方法、可配置/模块化的老化状态与寿命评估模型、小样本及无失效数据的可靠性分析方法、多维度的过时管理方法、核电全寿期寿命经济性分析方法等,实现了群厂数据的标准化存储,有利于群厂数据的共享和关联分析。

(三)微动磨损试验平台

针对核电站关键部件存在微动摩擦磨损导致的失效问题,如燃料包壳、蒸汽发生器传热管、堆芯测量系统指套管等,自主设计并搭建了高温高压水(或蒸汽)环境微动摩擦磨损试验平台,可以模拟核电站一、二回路温度、压力、水化学条件,进行微小位移幅值、较高振动频率的微动摩擦磨损试验,并且基于该平台开发出高温高压水(或蒸汽)环境中材料关键摩擦磨损性能参数测试技术。

该成果为核电站关键部件服役条件下微动摩擦磨损性能参数提供了试验平台和测试方法,打破了国外在该技术领域的垄断现状,在与AREVA的技术对标中得到了国外专家的认可,对于核电站设计和评估均具有重要的工程意义。成果已经应用于多项国家、国际合作、中国广核集团内部科研课题和工程项目中。

(四)试样重组技术

针对最小插入段尺寸以及数据评价方法开展了系列研究,掌握了相关的评估方法,解决了重组工艺、焊接参数、最小插入段尺寸以及数据评价方法等关键技术问题,提出了应用全场应变测试技术检测冲击式样塑性变形区宽度的方法,建立了最小插入段尺寸的判定准则;开发了一种用于多个金属试样批量化重组的焊接夹具,实现多个重组金属试样批量化焊接重组,提高了焊接效率。现已在多个项目中实现了该技术的应用。

(五)熔断器多因子老化状态检测系统

该系统具备串联熔断器组自动恢复供电功能,同时具备循环式测量和定点式测量两种工作方式。由PLC控制器和触摸屏组成人机交互界面,可直接通过人机交互界面进行寿命试验参数的选定与调整,实时监测熔断器的通断状态,并存储熔断器的熔断时间,而且可通过人机交互的方式剔除无效的寿命试验数据,并启动寿命评估模块,对有效的寿命试验数据进行分析、处理,并可进行各种试验信息的查询。目前系统已通过核能行业协会技术成果认定,并应用于秦山、田湾等多个核电站。

(六)核电站疲劳监测系统

解决结构部件热边界处理、监测点应力影响函数开发等关键技术问题,自主研发出核电站疲劳监测系统。从试验回路热工数据测量、热应变测量、管道系统应力分析、应力理论分析、疲劳监测系统开发等多个方面入手,综合采用工程与理论、试验与数值分析相结合处理方法,充分证明了该研究形成的应力影响函数方法的合理性,从而为后续监测设备敏感部位的疲劳损伤评估提供了一种直接的解决方案。

(七)RPV材料中子辐照先进复合脆化评定方法

综合特殊热处理模拟方法和应变硬化模拟方法的优点,提出了在老化机理上与中子辐照老化更加接近的热机复合老化模拟方法。该技术的应用可缩减辐照实验的费用,同时无辐射性更有利于后续性能评估实验的开展,与目前国外中子辐照预测模型相比较,证明了此种先进复合脆化评定方法的有效性。

(八)核电站蒸汽发生器传热管柔性涡流检测探头

自主设计制造出适用于曲率半径较小的核电站蒸汽发生器U型传热管的一种柔性涡流探头,传感器探头的柔性及弹性增加,可一次性通过小曲率半径蒸汽发生器传热管U型管,检测灵敏度与普通BOBBIN探头相当。该项成果通过了核能行业协会技术成果认定。

(九)核电站辐照后燃料组件变形测量装置

成功解决了深水条件下激光远距离高精度测量难题,创造性地研制出水下抗辐照激光测量设备,解决了辐照电路设计和光学设计、镜头光学部件材料辐照变色、深水条件下测量装置密封技术、测量信号远距离传输以及辐照后燃料组件变形测量等难题,打破了国外对池边检查技术的垄断。

(十)核电站主管道安全端异种金属焊缝检验技术

设计了有针对性的超声探头参数、超声参考试块以及试验扫查装置,优化了参数,研究确定了主管道接管安全端异种金属焊缝超声检测技术,同时,通过CIVA 软件涡流仿真,提高了安全端异种金属焊缝裂纹长度测试精度和可靠性。可为设备寿命管理的分析评价提供精确的缺陷定位定量数据。

产学研用,多项成果产业化、集约化运作

课题始终坚持以服务核电现场为导向,形成产、学、研、用一体化运作方式,不断通过工程实践检验研究成果。其中包括核电站老化与寿命管理国家能源标准体系建立与发布;核电站老化与寿命管理数据库在广核集团内实现各机组的老化管理产业化、集约化运作;微动磨损试验平台成功应用于法国材料老化研究院(MAI)国际合作项目的690合金管微动磨损速率试验项目,资助研发经费超50万欧元,得到了国际同行的认可;试样重组技术应用于秦山、阳江、红沿河、防城港、田湾核电站螺栓检验;熔断器多因子老化状态检测系统应用于秦山、田湾核电站熔断器寿命评估;蒸汽发生器传热管柔性涡流检测探头应用于阳江核电站SG检验。

通过联合国内外高端技术力量对核电重大共性技术的科技攻关,完成核电站老化与寿命管理监管体系、管理方法、应用技术、老化机理的研究。课题全面超额实现课题的预期研究目标,在我国核电站老化与寿命管理技术创新方面取得重大突破,并形成产、学、研、用诸多成果。研究成果可为核电站的寿命管理提供技术基础,必将提升我国压水堆核电站寿命管理的整体水平,为我国核电站老化和寿命管理工作的开展提供重要的技术支撑。