核电厂一回路压力边界死管段止回阀及缺陷管道更换项目可靠性管理

李 涛，邵 震，黄慧敏，张铭刻

（1.中核集团三门核电有限公司，三门 317112；2.中核集团中核核电运行管理有限公司，海盐 314300）

核电厂一回路压力边界死管段止回阀及缺陷管道更换项目可靠性管理

李 涛1，邵 震2，黄慧敏2，张铭刻2

（1.中核集团三门核电有限公司，三门 317112；2.中核集团中核核电运行管理有限公司，海盐 314300）

核电厂一回路压力边界存在的死管段现象易导致设备缺陷，对主冷却剂泄漏率控制具有重大影响，此类缺陷处理的技术难度和标准很高。本文对某核电厂实施的国内首次死管段止回阀及缺陷管道更换项目进行了分析，结果证明，通过技术方案保守分析和选择、采用故障树分析法确定项目风险点并进行分类、采用鱼骨图分析法确定风险管控措施并分阶段进行过程控制等，可提高项目管理的可靠性。

死管段；止回阀；应急预案；故障树分析；鱼骨图；可靠性管理

核电厂一回路压力边界的死管段止回阀属安全一级设备，是核电厂反应堆压力边界的重要组成部分，与主系统严密性直接相关。在核电厂运行期间，主系统温度达315℃，压力为15.2MPa。在与主管道连接的注射管道上，两道止回阀之间的流体被隔离开，理论上处于相对静止的水实体状态，压力约3MPa，该管段即为“死管段”（PipeDead End）［1］。典型的“死管段”系统布置情况如图1所示。根据死管段腐蚀机理及其实际工况，此类设备腐蚀严重、缺陷较多，多次维修处理之后阀门的可维修性逐渐降低，达到一定程度时必须进行彻底处理［2，3］。

图1 “死管段”系统布置示意图Fig.1 Layout diagram of pipe dead end

对此类核安全相关设备的缺陷处理必须保证该设备在设计工况条件下和核电厂寿期内的功能正常。为此，项目管理必须在确保核安全的前提下，对于处理方案的选择及实施过程控制应该以项目可靠性为首要目标。下文以国内某核电厂实施的首次死管段止回阀缺陷处理项目为例，从项目技术方案选择、风险分析、项目准备及过程控制等方面进行分析，并提出项目可靠性管理措施。在缺乏相关经验可以做参考的情况下，国家核安全局反而更加重视，并且将此项目作为重点项目进行监督。

1 项目技术方案分析

项目技术方案的确定以核安全文化为指导，采用保守决策方法，深入分析该技术的特殊性［4-6］，从技术可靠性、风险控制方面进行分析并最终确定。

1.1 项目总体技术方案

对此类设备缺陷处理的可选方案主要有3种，通过对技术方案实施的安全、质量、进度进行分析比较，可获得3种技术方案的可靠性特点（见表1）。

表1 总体技术方案可靠性分析Table 1 Reliability analysis for the general technicalscheme

通过分析，方案三以其相对较为突出的可靠性而被选定，即将旧阀从原管道上进行精确切除并重新加工U型焊接坡口，将两台按原型号和材质定制的新阀门焊接安装。

1.2 坡口加工技术方案分析

旧阀切割是项目实施可靠性管理的重要环节，经过对坡口加工的技术参数及现场实施条件的充分分析，旧阀切割及坡口加工主要有两种可选方案，方案的可靠性分析见表2。

表2 坡口加工技术方案可靠性分析Table 2 Reliability analysis for the technicalschemeof welding groovemachining

通过分析，方案二以其相对较为突出的可靠性而被选定，即采用传统的坡口加工方式。该方案在质量和工期控制方面相对更为保守、可靠。

1.3 焊接技术方案分析

新阀焊接是决定项目最终可靠性的关键环节，通过对焊接加工的技术参数及现场实施条件的充分分析，自动焊和手工焊为两种可选方案。

自动焊机对作业空间要求较高，由于现场空间限制，在现场安装调整焊机比较困难，并且自动焊尚未在国内运行核电厂中使用过，缺少在放射性环境中的应用经验，其焊接工艺评定及进行审批的过程可能需要较长时间。传统的手工焊虽然人力投入大、对焊工资质要求高，但技术成熟、可控，并且万一产生焊接缺陷较易进行返修处理。因此，经过综合评估和论证，最终选定手工焊的技术方案。

1.4 试验方案分析

根据美国机械工程师协会（American Society ofMechanical Engineers，简称ASME）标准及相关设计规范，对于在役核电厂新产生的承压焊缝，除了进行各种无损检验之外，还需进行密封试验和水压试验。试验方案确定在系统启动后进行热态试验时同步进行，将止回阀出口和入口两侧焊缝部位的压力和温度提升至试验数值并保持规定的时间，检查无异常方可验收［7］。

在主系统热态升温升压时，止回阀出口侧焊缝的压力和温度可保持与主系统热态试验时数据一致（即能够满足试验要求），但止回阀入口侧死管段焊缝处必须采用专用的试验装置进行升温升压。

对死管段介质进行加压时，需重点控制升压速率，使试验压力始终低于主系统压力，从而避免止回阀开启而将试验介质直接注入主系统中。对死管段侧焊缝采用履带式电加热器进行加热，升温时需重点控制升温速率，避免焊缝升温速率过大而对材料的金相组织产生影响。为获取水压试验的升压、升温速率参数，需对专用的升温、升压装置进行调试和模拟试验。

1.5 应急预案分析

根据死管段腐蚀机理，死管段汽腔部位的管道应产生了一定的腐蚀；并且管系仍可能存在一定的残余应力，旧阀切割之后管系应力释放可能会造成管口错位变形，使新阀门安装时焊接坡口对口困难，从而影响焊接质量［8，9］。为此，需提前准备应急预案，以防止重大缺陷发生时对项目总体计划造成过大的冲击。应急预案可靠性分析见表3。

表3 应急预案可靠性分析Table3 Reliability analysis for the contingency p lan

2 项目风险分析

根据确定的技术方案，进行全面的项目风险分析，主要分为风险识别、风险预估和风险评价3个阶段。

2.1 项目风险识别

通常，将风险定义为事件发生频率和事件后果的乘积，即风险=事故（事件）后果×事故（事件）的发生概率，而风险控制是指风险管理者采取各种措施和方法，消灭或减少风险事件发生的可能性，或者减少风险事件发生时造成的损失［10-13］。首先采用故障树分析法进行全面的项目风险识别，对可能影响项目安全、质量和进度的各项因素进行逐级递进分析，查找出影响项目可靠实施的主要潜在风险点［14］。项目风险故障树分析法如图2所示。

图2 项目风险识别故障树Fig.2 Failure tree analysis for project risk identification

2.2 项目风险预估

根据以上识别出的潜在风险点，按照人（人员）、机（设备）、料（材料）、法（程序）、环（现场）、测（检验）6个方面进行归类，并分析和判断其发生的范围、影响程度以及发生的概率等，从而确定相应的风险点［15］，见表4。

表4 项目风险点分类Table 4 C lassification of project risk factors

在工业安全方面，涉及人员高空及设备吊装作业，并且项目计划在大修低水位期间24 h连续作业时，存在较大的工业安全风险；在旧阀切割时，管道残余应力如在割断的瞬间释放出来，将可能损坏切割机，甚至会导致刀具崩断从而导致人员伤害，因此工装在设计加工和安装时应重点关注。同时，为了避免人员疲劳作业，需合理安排人员轮流倒班作业。

在辐射防护控制方面，由于现场整体环境辐射剂量率较高，系统开口后可能存在高放废液，并且现场工作时间较长、参与人员较多，为此需制定专项合理可行尽量低（ALARA）计划进行控制。

在异物控制方面，这两台阀门与主系统直接相连，在旧阀切割和焊接工作中必须严格执行防异物措施，防止异物进入主系统管道。因之，在实施过程中需要采取防异物措施。

在现场实施计划方面，阀门更换工作存在一定的风险，需制定相应的应急预案。通过对应急方案的分解和评估，启动应急预案将会使低水位工期有所增加，从而对大修主线计划造成影响。为此，需提前制定项目实施进度计划，并根据大修主线窗口对各实施步骤进行控制。

2.3 项目风险评价

根据风险评估对项目风险点归类整理的结果，采用“鱼骨图”分析法对各项潜在风险点制定针对性的可靠性控制措施（如图3所示）。

图3 项目风险评价鱼骨图Fig.3 Fishbone diagram for project risk evaluation

在人员控制方面，成立项目组时充分考虑专业分工与配合的需要，确定了机械、焊接、辐射防护、在役检查、运行等相关专业的技术人员。项目组合理分工、协同工作，发挥各自的专业优势，提前安排人员倒班计划，同时做好应急预案所需的人力安排。为保证项目实施的各个步骤准确到位，项目组对作业人员的专业资质和技能进行严格控制，并且安排进行了全面的模拟培训。

在设备控制方面，对于焊机、在线切割/坡口机、履带式电加热器、气动液压泵等设备和工器具，除确保设备证书满足要求之外，还需在使用前进行调试和模拟试验，确保工器具满足使用要求。通过模拟试验，提高了操作人员的熟练程度，并获得了切割速率、焊接参数、升温速率、升压速率等重要数据，为现场实施做好了技术准备。同时，根据现场尺寸设计开发了止回阀专用安装调整工装、氩气室隔离塞、防异物隔离塞等专用工具。

在材料控制方面，整阀备件采购到货后，首先对新阀门进行了解体检查，确认阀门备件合格，并对阀门密封面、阀盖密封面、焊接坡口等关键部位采取了防护措施，以避免在更换过程中发生意外损伤。对于采购的核级焊条、焊丝等焊接材料，使用前对焊材的化学成分、性能等进行了复验，确认焊材符合要求。同时，提前准备了核安全一级管材，以备应急预案启动时使用。

在程序控制方面，项目计划分为准备计划和实施计划两部分，在实施计划中包括正常工作计划和应急工作计划。应急计划一旦启动，将会直接影响大修主线工作的进程。项目实施计划与大修主线计划窗口相互关联，因此大修主线计划也需提前做好应急调整的准备。为了确保项目在实施中的安全和质量，需利用相应的程序来进行控制。对项目实施计划进行分解和梳理之后，提前制定了辐射防护、吊装、焊接、切割打磨、试验、应急等多项详细的实施方案，使得程序文件涵盖了在项目实施中的各个步骤，使各项工作均有对应的程序作为指导。特别是根据管道材料、阀门材质及焊材重新进行了焊接工艺评定，并据此重新制定了焊接工艺卡，确保了阀门焊接质量。在项目实施过程中，还根据现场条件及时对应急实施程序进行了升版修订，确保应急预案能够被高效执行。

在现场控制方面，由于死管段阀门工作现场具有高空作业、空间狭小、辐照剂量率高、防异物及污染防护困难等特点，因此在现场准备时需建立可靠的工作控制区，提前安排专人对防异物措施、外照射防护、内照射防护、污染控制、废物处理、切割及焊接数据测量等进行重点控制。现场对工作区域进行了辐射屏蔽，设置专用废物收集袋并加强监测，发现热点立即进行清理，配有完备的个人防护用品并监督执行，旧阀切割后立即对管口进行清理，并加装专用的防异物挡板，确保无异物进入到系统管道中。

在试验和检测控制方面，设计加工了止回阀及管道模拟体，并参照现场环境进行场地布置，安排工作人员进行工装安装调整、坡口机安装调整、管道切割及坡口加工、管道对口焊接、系统模拟水压试验、焊缝电加热升温等专项操作培训，确保了工作人员的技能，同时也验证了各项设备和工器具的性能。

3 项目实施过程控制

项目实施的现场工作主要包括现场准备、现场实施、现场恢复及试验验收3个方面，项目实施过程即是对相应的各阶段来进行控制。

现场准备阶段为大修开始至主系统低低水位前，在此阶段完成了设备及工器具吊运、部分设施临时拆除、辐照屏蔽装置搭建、场地布置、保温材料拆除、脚手架搭建、工装安装、临时电源安装等所有现场准备工作。

现场实施阶段为主系统低低水位期间，此阶段为大修关键路径，需完成项目实施的主体工作，主要包括旧阀切割、测量和调整、新阀焊接、焊缝无损检测等实施工作。在渗透检测（Penetration Testing，简称PT）检查中发现其中一台止回阀入口管道上部存在微裂纹异常缺陷之后，通过扩大检查范围，并在深入分析和论证评审之后立即启动了应急预案，消除了共模失效的隐患，确保受死管段汽腔影响的缺陷管道得到彻底处理，严格按照实施程序进行尺寸复测、渗透检查、超声波检测、射线探伤等，确保各施工步骤一次成功。应急预案的高效实施确保了项目实际工期与计划保持一致。

低水位结束后即可进行临时措施恢复、工装拆除、设备撤离等现场恢复工作。之后，在主系统升温升压达热停堆平台即可开始试验验收工作，在此期间需按程序进行系统水压试验。主系统侧焊缝与主系统临界查漏一起进行，停冷侧焊缝采用外加装置进行加热加压。在打压过程中试验压力以最高点的压力为准，在试验过程中严格控制压力值、升压速率、温度值、升温速率等数据，现场试验人员与主控制室保持实时联系，确保主系统及死管段侧的压力及温度数据变化同步，从而避免试验压力过大而将试验介质注入主系统中，同时可避免因为焊缝升温速率过快而对管材金相组织可能产生的影响。

4 结束语

一回路死管段止回阀整体更换项目的可靠性要求很高，通过技术方案保守分析和决策、项目风险全面分析、项目实施过程分阶段控制等措施提高了项目管理的可靠性。结果表明：

（1）采用整阀及死管段侧管道局部更换的技术方案能够消除一回路死管段阀门及管道的应力腐蚀缺陷；

（2）通过项目全面风险分析和制定针对性的处理措施，能够控制项目实施中在安全、质量、进度等方面存在的风险。

［1］马明泽.CP300核电厂一回路系统/设备及运行［M］.北京：中国原子能出版传媒有限公司，2011.

［2］李涛，邵震，郑宏练.秦山核电厂一回路死管段止回阀管道裂纹缺陷分析及处理［J］.中国核科学技术进展报告.第3卷：中国核学会2013年学术年会论文集.第4册.北京：原子能出版社，2014（5）：6-11.

［3］陈梁，李涛.核反应堆核级设备检修工［M］.北京：中国原子能出版社，2014.

［4］吴炳泉，高芳.八大原则引领卓越核安全文化［J］.中国核工业，2011（4）：28-29.

［5］张志刚，范育茂.辐射安全文化的建立与培育［J］.核安全，2010（3）：22-26.

［6］卢伟强，那福利.浅谈核安全文化体系的建立与完善［J］.核安全，2009（2）：58-61.

［7］上海核工程研究设计院.EJ454-89：三十万千瓦压水堆核电厂一回路主、辅系统安全一级、二级、三级管道安装技术条件［R］.上海：上海核工程设计研究院，1989.

［8］杨兰和.CP600压水堆核电厂腐蚀防护［M］.北京：中国原子能出版传媒有限公司，2011.

［9］吴剑.不锈钢的腐蚀破坏与防蚀技术-应力腐蚀破裂［J］.腐蚀与防护，1997，18（4）：184.

［10］余少青，陈妍，柴建设，等.风险控制在福岛核事故剂量控制中的应用及启示［J］.核安全，2013（9）：83-87.

［11］郭仲伟.风险分析与决策［M］.北京：机械工业出版社，1987.

［12］戚安邦.项目风险管理［M］.天津：南开大学出版社，2010.

［13］王颖.项目风险管理［M］.北京：电子工业出版社，2012.

［14］魏选平，卞树檀.故障树分析法及其应用［J］.计算机科学及其应用，2014（3）：43-45.

［15］孟凡利，刘亚平.从人机料法环测分析重大工程项目的质量控制［J］.中国港湾建设，2014（1）：75-79.

Reliability M anagement for theProjectof PipeDead End Check Valve and Defect PipelineRep lacement in Nulear Power Plant

LITao1，SHAOZhen2，HUANGHuimin2，ZHANGM ingke2
（1．CNNCSanmen NuclearPower Co.，Ltd.，Sanmen 317112，China；2．CNNCNuclearPowerOperationsManagementCo.，Ltd.，Haiyan 314300，China）

Pipedead end conditionsin primary loop pressureboundary ofnuclearpower planteasily lead to equipmentdefects thathaveasigni.cantimpacton the coolant leakage rate control，and itishard to dealw ith the defects.By analysisof the firstdomestic projectof pipe dead end check valve and defected pipeline replacementin anuclear powerplant，itproved that the project reliability can be improved through conservativeanalysisand selectionof technicalsolutions，project risksidentification and classification by failure tree analysis，risk controlmeasuresdeterm inationby fishbonediagram analysisand phased processcontrol.

pipedead end；check valve；contingency plan；failure treeanalysis；shbonediagram；reliabilitymanagement

TL38

：A

：1672-5360（2015）03-0071-06

2014-03-19

2014-08-26

李 涛（1975—），男，陕西西安人，研高，现主要从事核电厂维修实施及管理工作