核电厂疲劳监测系统简介

在RG1.207发布以前，部分核电厂就出于其他原因安装了在线疲劳监测系统。在核电站的设计中，对于需要经历动态载荷，并且动态载荷可能造成疲劳损伤的设备、管道，都需要进行疲劳分析评价，其主要输入载荷包括常规运行、假设事故等工况中波动的压力、温度、接管载荷和地震引起的载荷等。在设计阶段通过将动态载荷的应力波动范围和循环次数限制在材料标准许用值之内，来保证在核电站的寿期内，不会出现累积疲劳损伤。然而，由于对热瞬态的认识和设计经验的限制，核电厂实际瞬态工况有别于设计阶段设定的温度、压力等参数的变化幅度和频率，虽然大部分情况下是低于设计阶段的给定值，但是在个别工况下实际瞬态值大于设计瞬态值的情况也时有发生。同时，由于技术的限制，在设计阶段，系统的热工水力模型不够细化，存在局部载荷考虑不够充分的情况，进而导致设备管道承受超出预期的载荷，出现疲劳裂纹。

由于热疲劳可能导致设备出现裂纹，破坏压力边界的完整性，进而可能造成冷却剂泄漏的严重事故，而且国内外核电站发生过由于热疲劳造成的反应堆冷却剂管道出现裂纹导致冷却剂泄漏的事件，所以对其进行有效的管理是核电站必须重点关注的问题。对存在风险的设备管道进行定期的在役检查可以尽早发现疲劳纹的存在，防止裂纹进一步扩展导致泄漏，这是防止出现热疲劳导致的失效的有效措施之一。另外，为了验证设计瞬态与电站实际瞬态的一致性或保守性，以及验证对设备疲劳分析的保守性，部分核电站设置了疲劳监测系统，对热疲劳敏感位置进行疲劳监测。

实际瞬态的监测不只对累积疲劳损伤起着重要作用，还会对核电厂实际运行工况的判断及其优化提供有指导意义的数据参数。此外，当在线疲劳监测系统某些重大设备累积疲劳损伤超出设计预期时，可以预先采取纠正措施以避免疲劳损伤引起突发事故。当核电站服役年限渐长，需要对核电站进行定期安全审查（PSR）以及核电站申请延寿时，核监管机构会要求核电站提供相关的信息以验证疲劳对部件的损伤影响程度。因此掌握热疲劳失效的形式，有针对性地对敏感位置进行疲劳监测，能为核电厂的定期安全审查和延寿提供有力的数据支持。如果寿期内实际疲劳损伤在允许的设计范围内，则可以使部件的寿命超过原始的设计寿命，这能给核电厂带来显著的经济效益。(www.xing528.com)

随着RG1.207的发布，对于已经运行和正在建设的机组，疲劳监测系统成为目前切实可行的临时解决方案。由于核电厂的设计瞬态都存在着很大的保守裕量，采用设备实际经历的应力循环计算疲劳累计使用系数，将可以减小由于RG1.207带来的疲劳使用系数增大的问题。