核电站管道系统“死管”现象探讨

发表时间：2020-07-07T08:51:46.0Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年6期 作者： 康乃超1 冯飞2 宋春雷3

[导读] 依据RCC-P要求，核电站一回路系统需设置双重隔离，由此便容易形成所谓的“死管段”，死管段”内液体被一回路加热蒸发，管道内部分液体发生汽化，产生气（汽）液两相，从而导致管道、阀瓣或阀座被腐蚀进而出现“死管”现象。“死管”现象不仅对管道、阀瓣部件表面造成腐蚀，还会导致管壁和阀门部件减薄或裂纹，严重时会影响阀门的密封性，甚至影响核电安全。压水堆核电站余热排出系统（RRA）进口管道（即RCP212VP和RRA001VP之间，及其对称管道）就属于典型的“死管”（见图1）。康乃超1 冯飞2 宋春雷3 中核工程咨询有限公司

摘要：依据RCC-P要求，核电站一回路系统需设置双重隔离，由此便容易形成所谓的“死管段”，死管段”内液体被一回路加热蒸发，管道内部分液体发生汽化，产生气（汽）液两相，从而导致管道、阀瓣或阀座被腐蚀进而出现“死管”现象。“死管”现象不仅对管道、阀瓣部件表面造成腐蚀，还会导致管壁和阀门部件减薄或裂纹，严重时会影响阀门的密封性，甚至影响核电安全。压水堆核电站余热排出系统（RRA）进口管道（即RCP212VP和RRA001VP之间，及其对称管道）就属于典型的“死管”（见图1）。为了找到有效方法来降低甚至消除“死管”现象对管道及阀门的腐蚀进而影响核电安全，本文将以压水堆核电站余热排出系统（RRA）为例，针对死管段问题产生的原因和对管道系统的危害，结合福清、大亚湾和岭澳一期核电厂等国内工程实践，讨论消除死管段问题的技术改进措施，并提出改进建议。 关键字：死管现象；死管段；形成原因；改进措施

1、“死管”现象

“死管段”是指与一回路直接相连，两端有隔离阀或止回阀，且在正常运行期间被隔离，内部液体处于静止状态的管道。在一回路升温升压及正常运行的过程中，通过热传导或阀泄漏，“死管段”内液体被一回路加热蒸发，管道内部分液体发生汽化，产生气（汽）液两相，从而导致管道、阀瓣或阀座被腐蚀的现象即为“死管”现象。典型的特征为在阀瓣上出现明显的“水线”或“腐蚀线”，直接影响到系统可用性甚至是核安全，并导致检修费用的增加。

80年代中期，法国电力公司（EDF）率先在BUGEY3机组的BC1（主管道冷段）安注管线上发现由“死管段”现象产生的腐蚀裂纹。之后EDF就制定了针对“死管段”的检查、试验和鉴定计划。

该现象已经导致EDF核电站以及大亚湾和岭澳一期核电站的一些阀门阀座产生腐蚀，并影响了这些阀门的密封性。特别是岭澳一期2RCP215VP阀座在机组才刚刚运行一个循环后就发现下游阀座已严重腐蚀，且经过多次研磨也无法完全消磨蚀坑，该问题已经威胁了机组的安全稳定运行。

2、产生“死管”现象的原因 2.1 死管现象产生的原因

死管现象产生的直接原因是管道内存在气（汽）液两相，而产生气（汽）液两相的原因主要分为两类： 1）排气不充分

由于死管段的排气点设计不合理或运行程序不完善等原因，导致管段内排气不充分，留有气体空间，当“死管段”内液体被一回路加热后，管段内压力升高速率（自加压现象）小于升温速率（热传导），很快达到饱和状态，发生汽化。 2）阀门泄露，运行试验操作时泄压等

由于阀门密封试验卸压或相关的阀门泄露等原因导致死管段内压力保持不住，在一回路高温热传导的影响下，管道内的部分液体发生汽化。

2.2 死管现象形成原理

排气不充分导致气水分层很容易理解，现以RRA系统死管段为例对汽化导致汽水分层给以解释说明。其示意图如下图所示，其中：Q4表示从反应堆冷却剂系统（RCP）内泄漏到死管段的量；Q1表示从死管段到RRA系统的泄漏量；Q2、Q3表示从死管段泄漏到其他系统的量。

汽化导致汽水分层示意图

当Q1+Q2+Q3>Q4时，死管段压力下降，RCP系统侧温度高，RRA系统侧温度低，因此RCP系统侧会通过阀瓣向死管段传热。当死管段温度达到压力对应的饱和温度时，蒸汽产生。汽液双相环境形成之后，在汽化处很容易造成酸性介质的局部富集，在少量氧的推动下，对死管段造成腐蚀。 3、死管现象的危害

死管段内部水汽或/和水气两相的存在会产生如下潜在后果：有害杂质离子会在水汽或/和水气两相分界面上聚集且浓度远高于其它部位，这样会对死管段内部和阀门内部部件（如闸板、阀座等）表面造成腐蚀，并最终导致管段内壁和/或阀门部件的腐蚀减薄或裂纹，严重时会影响阀门的密封性。

据法国法马通公司反馈及法国电力公司（EDF）的运行维修经验显示，死管段现象的目视特征可以分为以下3种：

1）汽（气）水分层痕迹线：阀瓣表面被白色或者浅黑色积垢覆盖，厚度增加，但通过砂纸轻微打磨检查，发现基本金属面并无侵蚀。这种情况没有危害。

2）蚀线：阀门解体后可以在阀瓣表面清楚发现汽（气）水分层线，通过轻微打磨，可以发现阀瓣金属本体表面被腐蚀侵害。但对阀门密封面进行着色无损探伤检查，没有发现损伤，因此短时间内密封性可以得到保证。对于阀门寿命影响不大。

3）严重腐蚀：阀门解体后可以在阀瓣表面清楚发现汽（气）水分层线，阀瓣金属本体表面被腐蚀侵害，在腐蚀线高度，阀门密封面也出现贯穿方向上的腐蚀裂纹。这种情况下，阀门的密封性往往不能得到保证。根据EDF研究，这种腐蚀机理为应力腐蚀，该情况对阀门寿命影响较大。

RRA系统进口死管段内出现的上述腐蚀问题是由持续不断的热工水力现象引起，这些热工水力现象主要表现为：

1）死管段内顶部和底部之间存在热分层，当这种热分层不稳定时更为有害。根据1994年EDF在BLAYAIS 1机组上的测量，这种温差达到56℃；

2）一回路通过RCP阀门不断给“死管段”内静止液体加热，如果温度达到管道内部压力对应的饱和温度，就会导致管道内形成水/汽两相。当管道内排气不充分而存在空气时更会加速腐蚀的产生。试验证明，RRA入口一次隔离阀上游的温度几乎与一回路的温度相同。 4、对已运行且未进行改造核电站的建议对策

对于已运行且改造不便或暂未改造的核电站，可以从以下两个方面降低死管段现象发生的几率。

1）检测汽空间：避免死管段现象发生，就要及时检测和发现汽空间，进行预防性和预兆性检查和判断，主动发现问题和分析问题。因此，必须对汽空间进行适当时机的检查，安排在起堆前工况（从冷停堆到热备用）时增加对死管段的超声检查，如果发现有汽-水分层现象，应从运行程序上进行管道内动态排气，直到水气分层现象消失；另外在停堆阶段热停堆或保持同样工况下，必须增加死管段的区域的超声检查，如果发现有水汽分层，必须在停堆时对该阀门进行解体检查，同时对相应的管道进行全体积检查。

2）汽空间避免：管道排气不彻底、阀门泄漏导致管道内存在汽空间，而汽空间是死管现象产生的最直接原因。为避免水汽化，必须在电站启动过程通过检查手段以及运行操作的优化，确保排汽充分，并对管段加压。

在正常运行期间对管段持续加压是防止死管段现象最有效的办法，但要做到正常运行期间对管道加压比较困难或根本不可能，因此要做到所有管段区域持续保压，只有通过系统的技术改造来实现。 5、“死管”的技术改造

目前对于RRA系统的死管段问题，主要通过技术改造来消除死管段的影响，一般改造的原理分为两类：一是对于已运行核电站，通过给死管道进行加压并使之大于管道内液体温度对应的饱和压力；二是对于新建核电站，可以在设计阶段增加RRA入口管段的长度。 大亚湾核电厂和岭澳一期核电厂采用对RRA进口死管道进行增压的改进原理,其原设计方案如图1所示：

图2

图2与图1两种方案比较，图2中将止回阀RCP3VP修改为手动隔离阀RCP3VP，正常运行时保持常开，使“死管段”内液体压力保持与一回路压力相等，避免其出现汽化现象；取消气动隔离阀RRA130VP，以管帽对管道进行封堵；对RRA进口隔离阀RRA001VP的平衡孔进行封堵，并增设阀门RRA001VP密封试验管线即隔离阀RRA224VP所在管线，正常运行时阀门RRA224VP保持开启，以避免RRA001VP出现压力因温度升高而急剧增大的“锅炉效应”。

通过对国内外压水堆核电站余热排出系统入口死管段的设计情况及可能存在的腐蚀情况的调研表明，若要在设计阶段消除死管道现象，加大第一道隔离阀（RCP212/215VP）与主管道之间的管段长度，同时分别增加两个RRA入口隔离阀与RCP212/215VP之间距离是一个较好的方案。但对福清核电工程而言，由于它与大亚湾、岭澳一期核电厂为同一类型的机组，在“翻版+改进”原则指导下的核岛土建设计早已定型，在布置上采用增加RRA入口管段长度的方案已非常困难，所以仍采取的是增压原理，改进设计方案如图3。

图3

福清设计方案的特点是：阀门供应商对阀门本体结构进行了改进，在阀体上设置了避免锅炉效应的旁通管线，阀门上的吹扫孔可直接与阀门密封试验装置连接，取消了原来承担消除“锅炉效应”的阀门和阀门密封试验管线，大大节省了布置空间；RCP3VP所在管线级别由RCCM1级降低为RCCM2级，使得管道力学分析可采用规范2级的应力评定准则。 6、结语

“死管段”现象是困扰核电站的世界性难题，也是影响相关管道、阀门寿命的最主要因素，给核电站的安全运行带来了很大的隐患。因此必须在满足RCC-P规范和主系统安全功能要求的前提下，结合在建项目与改造项目的不同特点，制定适用于核电工程的改进设计方案，有效地控制和避免这些“死管段”的腐蚀现象，提高机组运行的安全性和经济性。 参考文献

[1]梁汉生、蒋定功、张朝文、卢文跃、张鸿泉，阀门组件老化敏感点预警值的确定及老化缓解对策，大亚湾核电运营管理有限责任公司，核动力工程，2005-12（6）.

[2]RRA进口死管道改进论证报告（FQS-430101-BG1），中国核动力研究设计院. [3]艾华宁、彭浩、向文元，PWR一回路边界隔离管段热工现象原因分析.

[4]李世伟，秦山核电厂死管区现象监督和管理，秦山核电公司.