RCP/VVP系统管道小支管焊缝断裂分析及建议

杨 静 杨家兴 林楠冰

（海南核电有限公司 海南昌江）

一、概述

在核电站，高压、热力管道（主要包括RCP反应堆冷却剂系统及VVP主蒸汽管道）的泄漏问题往往会发生在容易忽视的小支管上，这些小支管主要是指公称直径≦2英寸的仪表管、取样管、排气管、负压相关系统的支管等。热力管道焊缝泄漏问题在其他压水堆核电厂均发生过类似的事件。RCP、VVP这些热力系统的小支管焊缝一旦出现贯穿性裂纹，其影响在核岛可能导致大量放射性剂量泄漏，在常规岛蒸汽泄漏会影响人身安全和周边环境安全，而且这些管道运行期间不可隔离，一旦泄漏可能导致机组降功率、功率大幅度波动、停机、停堆、带压堵漏等一系列问题，严重影响核电厂的安全、经济、稳定运行。因此，加强对核电厂高能热力管道的管理必须同时加强对其小支管的管理，才能确保核电厂的安全、稳定运行。

二、同行电厂经验反馈

电厂关于蒸汽、热力管道小支管焊缝发生泄漏、带压堵漏的事件不少，尤其是常规岛。介绍两起发生在核电厂机组初始运行阶段和运行多年后，因热力管道小支管泄漏造成的停机停堆事件。

1.秦山核电一厂主管道冷却剂流量负压腔根阀焊缝泄漏

（1）事件描述。2014年12月11日，320 MWe机组处于满功率运行模式，机组电功率330 MWe，核功率925 MWe，主控人员大夜班发现容控箱的液位下降趋势变大，计算主系统泄漏率为18.01 L/h，高于正常稳定运行期间的5 L/h；公司马上组织相关职能部门对可疑的泄漏点进行查漏，但没有找到泄漏点。

12月12日运行监测出安全壳内气体中有Na-24。12月14日运行人员确认安全壳内污水坑液位上涨。12月15日运行人员进入01厂房现场进行查漏，在功率运行条件下，运行人员可达区没有发现漏点，主系统漏率已上升至50.89 L/h。

12月16日，主系统泄漏率上升至64.79 L/h，考虑到泄漏率持续增加、人员可达区域已经确认无泄漏点，公司决策机组进入热停堆状态，并组织现场查漏。经全面现场勘查，发现主系统Ⅱ环路主管道冷却剂流量负压腔根阀RRCS-VF0102-4B-SVI前焊缝泄漏（图1），电站进入冷停堆模式，开始对缺陷进行检查和修理。

（2） 事件处理。经现场勘查，缺陷位于主管道支座与根阀接管（Φ18×3 mm）焊缝的热影响区，贯穿性裂纹占周径约1/5。初步原因：结构设计不合理。如阀门过大（自重17 kg），且脉冲管道固定支架远；热影响区薄弱，应力疲劳，导致热影响区出现裂缝。

针对缺陷处理采用套管焊接密封方案，且方案为临时方案，待R16按新设计采用永久方案。缺陷处理临时方案包括3步：在线密封，按泄漏位置状况，设计密封夹具，控制泄漏，保证焊接时无水；套管焊接，采用两半HALF组成套管，焊接在根阀和支座斜面上，满焊密封；支架固定，设计制作专用支架，将根阀和主管道固定，减少阀门对管道影响，增强管道支承。临时方案的力学评估、材料评估均委托上海核工程研究设计院进行并获得正式答复。

图1 主管道冷却剂流量负压腔根阀焊缝泄漏

12月17日到12月20日，开始选取相关的类似区域共66处进行了检查，发现主系统II环路主管道冷却剂流量负压腔根阀门0102-2/3B阀前对接焊缝存在2处线性显示。12月20日到12月21日，对2处区域采用套管焊接密封方案进行了修理。

12月21日，主冷却剂流量负压腔根阀焊缝泄漏缺陷焊接完成，PT合格，系统进入启动阶段，升温升压开始。12月24日2点51分，完成相关试验后并网，一回路主系统泄漏率恢复到原来正常水平。

（3）最终处理方案。目前电厂正在委托上海核工程研究设计院对此类管线进行重新设计和布置。计划在R16换料大修期间进行正式处理。

2.秦山核电二厂2号机2VVP501VV管线焊缝漏蒸汽

（1）事件描述。2004年6月22日，2＃机组 668 MWe满功率运行。22日14:40，运行现场巡检发现主蒸汽管道上的SIT系统的取样管（2VVP501/502VV）上游处有蒸汽漏出（图2），怀疑是阀杆漏汽，主控立即联系维修人员，在此过程中漏汽量进一步加大，并不断从保温层中喷出，维修仪控人员到达现场后拆除保温层，检查发现是主蒸汽管道上的给水化学取样系统（SIT系统）2VVP501VV上游仪表取样管焊缝有2/3开裂，无法隔离，临时决定采取砸扁管道的方式堵漏，在使用榔头的过程中导致主蒸汽管道上的焊缝裂开，蒸汽大量泄漏，被迫手动降负荷。

机组从15:39开始降负荷，到16:36降到厂用负荷（15 MWe）后停机，反应堆处于热备用状态。在焊缝处理后，机组于21:30 冲 转 ，22:23并网并开始升功率。6月23日6：00重新升功率至668 MWe。

（2）事件后果。对运行的影响:2#机组被迫手动停机。损失发电量约600万千瓦时。潜在后果，如果未及时发现和处理，将触发自动停堆。

（3）事件原因。直接原因，本次事件属机械设备故障引发。由于主蒸汽管道上的给水化学取样系统2VVP501VV上游化学仪表取样管焊缝存在质量问题（对接焊，强度不高），加上取样管为薄壁管，强度不满足现场运行条件要求，最终使焊缝断裂，大量蒸汽从开裂的焊缝处漏出，为排除故障机组最终被迫手动停机处理。

根本原因，在2#常规岛安装期间，由于主蒸汽管道与各支管连接处理有误，使从主蒸汽母管上引出的取样管到取样阀法兰之间比原设计增加了1条对接焊焊缝（2根Φ14×2 mm不锈钢管对接），从而增加了一道故障环节。

图2 SIT取样管线图纸及现场照片

原设计中取样管选用Φ14×2 mm的薄壁不锈钢管，高温、高压处采用薄管壁对接焊不合适，加上振动导致焊缝疲劳，最终致使焊缝断裂。

（4）纠正行动。停机后，维修人员已将原来的由取样头连接到取样阀法兰之间的2根Φ14×2 mm的不锈钢管取消，用1根Φ14×3.5 mm厚壁碳钢管替代，不锈钢管与取样头和取样阀法兰两端的连接改用承插焊，这样便消除了原来的多出的焊缝，同时增强了取样管及两端焊缝的强度。维修处后续对所有的高温、高压取样监测管进行了检查汇总，要求在201大修期间将所有薄壁管更换为厚壁管。

由于主蒸汽管道上的取样管线及阀门属于主蒸汽系统承压边界，后续在201大修及今后的大修工作中，将主蒸汽取样系统的第一道隔离阀上游取样管与取样头连接的焊口作为在役检查的一项内容之一列入大修计划，进行探伤检查。

运行、维修人员应加强巡检，尤其是高温、高压的仪表取样管及取样法兰等，如有漏汽等异常现象立即通知维修人员处理（维修人员也要负责对仪表及相关仪表阀、取样管进行定期专业巡检，发现异常及时汇报处理）。

三、热力管道小支管易发生泄漏的根本原因分析

根据同行电厂的运行经验反馈，热力管道的小支管易发生泄漏缺陷的原因主要可归纳为4点。

1.主管道异常振动可能导致小支管焊缝开裂

母管的异常振动易导致小支管材料及焊缝的疲劳损坏，缩短材料的使用寿命，最终可能引起最薄弱位置支管根部焊缝的破坏失效，同时还干扰管道上各测量装置的数据准确性。

2.焊接质量问题引起支管座根部焊缝或接管焊缝开裂

从秦山核电二厂对各热力管系小支管焊缝的役检缺陷情况来看，安装焊接质量问题居多，固有可靠性欠缺。仪表用小支管一般多为DN25以下的小管，且管壁较薄，支管座与母管的焊接均为角接焊，焊接实施中如果焊接工艺有问题（如焊接顺序不当或层间温度过高、热输入量过大、冷却速度太慢、坡口形式不当、多次返修等）就可能会形成热裂纹，再加上热力管道内部汽水两相的冲蚀，母管的热态位移及振动冲击，更会加速支管焊缝的疲劳开裂。

3.金属技术监督存在局限性

热力管道母管焊缝一般多为厚壁管道对接焊，焊接过程中进行层间温度控制和层间PT、最终经过100%的PT、RT检测，过程及质量相对有保证。可小支管焊一般为角接焊或插套焊，焊缝高度视母管壁厚决定。既无法做RT检测，也不能进行层间PT，只能实施表面PT检测，不能判断焊接质量、无法检出埋藏缺陷，也难以及时发现即将贯穿的裂纹。

4.仪表管支架设计或安装问题

带根阀的仪表管，如果根阀阀体选型过重，可能因为设计原因未设置有效的支撑，运行时间久了，应力疲劳也会导致支管焊缝出现裂纹。

四、建议

对于海南核电等新建机组，建议在机组调试期间及运行以后考虑4个方面问题，避免热力管道小支管焊缝的泄漏。

（1）增加对RCP、VVP系统热力管道各仪表支管焊缝（包括母管至第一道根阀的所有焊缝）的在役检查，并对其检查频度和范围进行优化。热试后逐一对这些小支管焊缝进行表面目视VT检查及PT检测（根据此分析报告，目前海核在热试结束后正在逐一对VVP、RCP小支管焊缝进行检测，并建立相关的小支管焊缝检测档案）。机组运行后对各仪表、取样小支管根部焊缝的在役检查频度进行优化。如建立小管径管道基础数据库（管径和壁厚、材料、运行温度和压力等），通过收集相关安装竣工图、流程图并配合现场核对。现场逐一核实受检管段及焊缝所处位置情况、保温情况、焊缝形式、振动情况、材料、适用的检查方法，尤其需现场核实是否具备带压堵漏实施条件，并将这些情况纳入数据库。

对各小支管焊缝检查范围进行优化。对重要仪表引压管检查的目的是防范泄漏引起测量信号变化，因此检查范围应包括到整条引压管；对高温高压小管道，检查部位范围应是不可隔离的区域，包括根部和阀前所有焊缝。制定小管径管道定期更换方案及计划（根据机组运行年限或者支管的安装焊接质量来制定）。

（2）检查各仪表小支管与母管的根部连接是否安装了管座或管座是否满足设计。各支管与母管之间的管座连接是对焊缝的补强，既增加了支管座焊缝对热力管道内部蒸汽的抗冲蚀强度，同时也减少了热态工况下主管道的热位移及振动对小支管焊缝的冲击。（注：原老电厂蒸汽管道的某些小支管就并未设计支管座，只是增加同母管材质的钢板加强圈来加固焊缝）

（3）检查热力管道各支管的支架设计及安装是否可靠。检查各支管在热态是否满足设计工况，特别是核岛的热力管线，在热试期间需重点检查主管道热位移后对各支管是否存在不当约束或与周边物项干涉情况。检查带根阀的支管安装是否可靠，是否有支架设计，支架位置是否合适。根据其他核电的改造经验，对VVP各疏水袋及其各仪表支管在运行前就开始考虑增加加固支架。

（4）机组运行后检查VVP等主蒸汽管道的振动情况，如果振动较大需尽快治理，以减小对各仪表支管的影响。分析管系异常振动的原因：管道振动根据其激振力的来源，可以将其归纳为机械振动、流体振动、地震等几种类型，其中以流体不稳定流动引起的振动为主，具体原因：两相流介质不稳定流动引起管道振动；水锤引起管道冲击振动；介质紊流引起管道振动等。

如果是内部流体引起的管道振动，可能是管系布置的不合理、阀门开度等问题，可从技术改造、调节阀门开度来着手解决管道振动问题。如果是机械振动引起的管系振动可通过增加管道约束，提高管道刚度的方法来实现，在确保振动治理效果的同时，还必须保证管道热应力（管道二次应力）合格。