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压水堆核电厂通过核燃料裂变，将核能转化为热能，水作为冷却剂在反应堆中吸收核裂变产生的热能，成为高温高压的水沿管道进入蒸汽发生器的倒U型管一次侧内，将热量传给倒U型管二次侧的汽轮机工质（水），在蒸汽发生器中被加热成蒸汽后进入汽轮机膨胀作功，将蒸汽焓降放出的热能转变为汽轮机转子旋转的机械能，汽轮机转子与发电机转子两轴刚性相连，因此汽轮机直接带动发电机发电，把机械能转换为电能。
核电站原理流程图
压水堆核电厂蒸汽发生器作为热交换设备将一回路冷却剂中的热量传给二回路给水。由于一回路冷却剂（水）受辐照后活化以及少量燃料包壳可能破损泄漏，流经堆芯的一回路冷却剂具有放射性，而压水堆核电站二回路设备不应受到放射性污染，因此作为连接一回路与二回路的设备，蒸汽发生器的管板和倒U形传热管在一二回路之间构成防止放射性外泄的第二道屏障。
泄漏后果与泄漏机理
由于一回路冷却剂（水）受辐照后活化以及少量燃料包壳可能破损泄漏，流经堆芯的一回路冷却剂具有放射性，而压水堆核电站二回路设备不应受到放射性污染，因此作为连接一回路与二回路的设备，蒸汽发生器的管板和倒U形传热管是反应堆冷却剂压力边界的组成部分，构成防止放射性外泄的第二道防护屏障。
为提高传热效率，蒸汽发生器传热管的管壁很薄，容易造成机械损伤和腐蚀，而且由于其功率密度和金属温度非常高，损伤和腐蚀风险更高。蒸汽发生器传热管的品质下降引起潜在的在役破管风险，由于蒸汽发生器中一次侧压力高于二次侧，破管事故会导致一回路带放射性的冷却剂漏进二回路，也引起反应堆失水，如果处理不当，还将导致放射性释放到环境中。
传热管的破损主要取决于三个因素：传热管的材料、制造及运行过程中材料产生的应力以及运行环境（特别是温度和水化学）。目前，蒸汽发生器最普遍的传热管降质类型是晶间腐蚀。在没有明显的应力作用下，化学侵蚀由表面开始，沿着管子金属的晶界扩散，而且或多或少是均匀发展的，这种破损的类型就叫做晶间腐蚀。如果材料制造或运行过程中产生了较高应力，裂缝将沿着晶界向材料内部扩散，称为晶间应力腐蚀。在传热管与管板间的缝隙处，因腐蚀产物的积聚，晶间腐蚀是主要问题。在管板上部（传热管在此处被胀管）和管子U形弯曲段，由于留有制造过程残余的应力，所以这两个区域最常见的降质类型是晶间应力腐蚀。
核电站第二道放射性防护屏障中蒸汽发生器传热管是个相对薄弱环节，而且蒸汽发生器传热管占一回路压力边界总面积的近80%。因此减少腐蚀影响和避免损伤以有效降低传热管破损的概率是核电站设计、制造和运行过程中都需要考虑的。
某三代核电机组也是采用蒸汽发生器导出一回路热量，一回路冷却剂和二回路流体之间的热交换也是通过倒U形传热管。相比当前在运二代核电机组每个蒸汽发生器共有4474根倒U形传热管，该三代机组传热管束更多，每个蒸汽发生器共5980根。其如何考虑降低传热管破损概率的呢？
选材和制造：
由于蒸汽发生器传热管的晶间应力腐蚀开裂造成了严重的经济损失，原来广泛采用的因科镍600合金已不能满足工程的需要，目前是抗腐蚀性能好得多的因科镍690合金全面取代因科镍600合金。该三代核电机组蒸汽发生器传热管材料就是在全世界被广泛地使用的因科镍690合金，其良好的耐腐蚀性能（镍基合金晶间析出的富铬碳化物粒子有助于提高其抗晶间应力腐蚀性能），无论在电站的运行经验中还是在大量的一、二次侧水质条件试验中都得到证实。
倒U形管在管板孔内全胀，并与一回路侧的因科镍堆焊层相焊。在胀管之前，先将传热管端与堆焊层焊接，并用氮气试验对管子与管板间的焊缝进行检漏。试验时，壳侧在1.4MPa氮气压力下，经12小时持续试验，不允许有泄漏。传热管与管板间的全长度胀管亦能保证管子与管板之间的密封。管束支撑板用不锈钢制造，并改为梅花形管孔，防止管子压陷。通过改进胀管工艺和倒U形管弯曲段热处理方法，以消除制造过程的残余应力。
监测与控制：
运行期间严格控制二回路水化学指标，保证给水的纯度，并在运行过程中连续排污，二次侧水处理由早先的磷酸盐处理改为了全挥发性处理（AVT），防止区域性的耗蚀（管壁变薄）。停堆维修期间定期用高压水冲洗或化学清洗以消除沉积的污垢。在运行期间控制传热管两侧压差不得大于11.0MPa。
机组运行期间，有以下三种冗余的途径测量二回路的放射性：监测蒸汽发生器出口处蒸汽中的16N放射性（利用冷却剂H2O的16O（n,p）16N反应，用二回路侧16N放射性跟踪法来验证一回路侧与二回路侧之间的密封）和伽马放射性，其中16N监测器可在事件发生后几秒内检测到泄漏；监测凝汽器抽气泵处空气的放射性，凝汽器废气辐射监测器可能会延时几分钟；监测蒸汽发生器排污水中的放射性，排污采样监测器可能延迟一小时给出指示。所有这些监测器都在电厂技术规格书中进行管理，如果出现不可用都必须在规定的时间内恢复可用，或者在规定的时间内将机组后撤到安全的模式。以下是某三代核电机组泄漏报警（KRT报警）监测位置、阈值、特点以及要求需采取的措施。
这些限值分为正常运行泄漏率限值和泄漏率增加速度限值。泄漏率限值为防止事故工况下传热管破裂预留了纵深防御外增裕量。传热管完整性评估的结构裕量所依据的爆裂压力裕量比正常运行压差大三倍，或比事故工况压差限值大1.4倍。作为纵深防御措施，运行泄漏率限值的目标是让导致泄漏的单个缺陷能够有很大概率让爆裂压力高于事故工况压差限值，而非高于传热管完整性评估中要求的爆裂裕量。通过设置后撤停堆限值，也可限制已发生降级和泄漏但仍在役的传热管数量，从而帮助将剂量限值保持在可接受范围。设置正常运行泄漏率限值是为了在正常工况或故障工况下让电厂有合理的概率能在传热管破裂前停运。设置泄漏速率增加限值是为了在疲劳导致的环向裂纹造成传热管断裂前有很高置信度能让电厂停运。因为疲劳所致环向裂纹扩展非常快，泄漏速率变化大，更容易造成传热管的疲劳裂纹扩展。确定泄漏速率限值和泄漏速率变化速度限值，以识别需要快速停运的泄漏事件。
反应堆功率水平降低后会降低流体振动引发环向裂纹的速率和可能性，降低量是功率降低相关参数的函数，比如管束总流量、密度和空泡份额等。降低水平是裂纹扩展相关激振类型的函数，比如湍流或流体弹性激振。因此，流体弹性事件（比如与U型弯管疲劳相关的事件）造成的泄漏会在功率降低后出现最大的泄漏速率降低，可快速降低功率水平来减慢裂纹生长速度。因此，在探测到蒸汽发生器发生传热管破裂时，应尽快将机组后撤停运。
注1：一次侧到二次侧的泄漏率演变准则：
每个蒸汽发生器一次侧到二次侧的泄漏率应不超过以下演变准则之一：
–准则1：24小时内泄漏率增加超过3L/h；
–准则2：连续3天，每天的泄漏增加均超过1L/h；
–准则3：3天以内，一台蒸汽发生器与其他蒸汽发生器之间泄漏率偏差增加超过3L/h。
此外，在停堆期间通常会对传热管进行在役检查，即用一个探头沿整根传热管内侧移动进行涡流探伤检验，其原理是将交流电送入探头的细线圈内产生磁场，使环绕它的传热管壁产生电磁流，从而影响线圈返回的交流信号。当探头经过传热管有缺陷的区域时，如有耗蚀或点蚀，根据线圈返回信号的变化，可以判别破损的类型以及程度。
泄漏或破管处理：
如果发现超过允许的泄漏率或演变速率，根据技术规格书将机组后撤和停堆。如果泄漏率达到手动要求进入事故运行或者自动触发进入事故运行，则电厂将执行SGTR（蒸汽发生器传热管破损）事故运行程序控制机组并将机组后撤和停堆。停堆后将一回路侧水排空，二回路侧部分充水至完全浸没管束，必要时加压，然后在管板一回路侧捡漏，根据泄漏出现在管子本身或在管子与管板间的焊缝处作不同的处理。
如果经检查发现某根传热管已破损，有两种可行的办法供选择。最简单的办法就是将这根传热管堵上，即在管子的两端各焊一管塞，不再使用；其次是采用机械胀管或焊接为该传热管增加一个金属衬管。堵管是个非常便宜的方法，但为保证一、二回路的热量交换，允许的堵管率只有10%，否则要降低额定功率。衬管则费用较高，且衬管区仍是发生慢性降质机制的独特区域，如果造成腐蚀的原因不能得到根除，安装衬管非最佳措施。
总结：三代核电厂蒸汽发生器采用Inconel690作为传热管材料，改进了蒸汽发生器的机械制造，同时一二次侧进行严格的水化学控制防止传热管腐蚀，通过KRT报警监测、技术规格书和事故程序这三种手段来提供监测和处理的纵深防御。
论文作者:唐小强1,余慧平2
论文发表刊物:《电力设备》2019年第10期
论文发表时间:2019/10/21
标签：回路论文; 蒸汽论文; 发生器论文; 放射性论文; 冷却剂论文; 机组论文; 应力论文; 《电力设备》2019年第10期论文;