核电厂管道应变疲劳的光纤原位监测与分析

郑 会，刘 蛟，褚 凯，李 锴

（国核电站运行服务技术有限公司，上海 200233）

0 引言

核电厂系统管道众多，主要用于各回路汽水介质输运，长期经受高温高压，在运行工况调节、流体输送和控制部件影响下，可能出现各种机械—流体和热—流体动态效应，如振动、冲击、热疲劳、热膨胀、热位移等。其中，在流体影响下的振动疲劳和应变疲劳是核电厂管道失效的主要形式，前者主要表现为应力控制的高周疲劳[1]，主要通过振动测量和分析进行评价；后者则主要表现为应变控制的低周疲劳[2]，需要对管道运行时的应变、温度等进行实时监测和分析。但传统的电阻式应变片方法工艺繁琐，需要在停机时先粘贴应变片，并且每片应变片只能实现单点监测，对于应变场或者多点监测则需要布置众多的应变片、信号电缆和数据采集系统，如果采用多个子站还有同步问题，采集和分析系统更为复杂。因此，一种安装方便、准确度高、动态响应快，可以实施大范围、场测量的原位应变、温度监测技术对于支持核电厂管道疲劳监测，尤其是应变控制的低周疲劳监测与分析颇为重要。

1 监测装置

针对上述核电厂实际需求，研制了高温高压原位应变和温度监测装置（图1），由主机、光纤传感器和控制、分析软件三部分构成。该装置主机由LUNA Technology 定制开发，采用扫描波长干涉技术，基于光纤的背向瑞利散射进行温度和应变传感，可以达到毫米级空间分辨率，10 m 测量长度，±10 000 με 应变测量范围，测量重复性可达±2 με；光纤传感器为ODiSI 分布式光纤传感系统，针对不同温度压力工况和环境有普通光纤、聚四氟乙烯套管光纤和镀金光纤，适用于室温至350 ℃范围，短时可以达到500 ℃范围甚至更高；软件包括测控和显示系统，可实景呈现实时应变、温度测量结果。

图1 高温高压原位应变和温度监测装置

2 现场监测与分析

某核电厂不锈钢抽汽疏水管道多次发生裂纹开裂引起的泄漏，开裂部位为气动疏水调节阀后的第一个或第二个弯头焊缝[3]，并存在停机补焊修复后不久又发生泄漏的情况。该管道规格为Φ60.3×5.54 mm，材料为304L 不锈钢。由于该管道为不锈钢材料，排除了因流动加速腐蚀产生泄漏的可能。同时，对于该管道进行的振动测试表明，其稳态和阀门开启瞬态振动分别为1.6 mm/s 和2.1 mm/s，属于振动品质优秀[4]，可以认为不受振动疲劳影响。由于该疏水管线用于输送抽汽向凝汽器的疏水，气动阀前为高温高压汽水混合物（流体温度约140 ℃），阀后连接凝汽器为负压真空，阀门开启时汽水混合物向阀后真空排放；并且该阀门为间歇式疏水阀，开启间隔时间约80 s，存在阀门开启后由于冲击产生应变疲劳的可能。因此，有必要对该管道的应变和温度进行实时监测，以判别阀门开闭是否会引起的较大的应变和温度波动，造成低周疲劳开裂。

如图2 所示，现场使用光纤对于疏水阀后第一个弯头前后布置光纤对管道整圈进行了应变和温度测量。弯头前后均布置两圈光纤，一圈带套管用于监测温度，一圈直接胶水粘贴并沿管道轴向延长一段用于监测应变。

图2 光纤原位应变、温度监测现场布置及示意

图3 为测得的原位应变和温度三维显示，可以明显看到与阀门3 次启闭所对应的3 次冲击。选择冲击最为明显的截面进行分析，可以看出阀门开启瞬间应变迅速上升，弯头前后应变最大分别达到1630 με 和1230 με，位于管道轴向，弯前的冲击较弯后更大，且呈现显著周期性变化，变化周期与阀门开启周期基本一致（图4）。同时测量的温度也在周期性变化，弯头前后温度分别达到70 ℃和40 ℃左右，但开启瞬间几乎瞬间达到温度峰值（140 ℃）左右。应变、温度的变化周期均与阀门开闭周期基本一致，但温度的变化由于需经过热传导过程，因此要滞后于应变的变化。

图3 原位应变和温度测量结果三维显示

根据ASME BPVC III 疲劳设计曲线[2]，按不锈钢弹性模量E=195×103MPa，对应弯前、弯后峰值应力分别为318 MPa 和240 MPa，对应到疲劳曲线上，其极限疲劳周次分别为1.73×104和4.92×104（图5），考虑80 s 的疲劳周期，其疲劳寿命分别为384 h（16 d）和1093 h（45.5 d）。应该指出，这是基于峰值应力（应变）的保守计算，但是不到5×104的疲劳周次也充分证实了低周（应变）疲劳开裂的合理性，较短的疲劳寿命也得到了修复后不久即再次开裂的运行经验的验证。据此，该管道弯头焊缝泄漏源于间歇式疏水阀开闭造成的冲击所带来的应变疲劳裂纹开裂基本得到了确认。而焊缝作为管道连接的薄弱点，因其组织不均匀性、结构突变等造成的组织和结构残余应力较大，促进了疲劳裂纹的萌生和扩展，最终造成了焊缝处的疲劳开裂和泄漏。

图4 原位应变和温度测量结果最大截面

图5 疲劳周次计算

3 结论及建议

所开发的原位应变和温度监测装置能够高精度、准确地对核电厂管道的应变和温度变化进行实时原位场监测，相比于电阻式应变片具有工艺简便、采样率高、动态响应好、直观性强等优点。

通过开发的高温高压原位应变和温度监测装置，对核电厂不锈钢抽汽疏水管道进行了实时监测，实现了管道整圈和轴向应力和温度场测量，并明确了其间歇性冲击—应变—低周疲劳的失效机制。

从上述分析可知，要根本上消除该管道的疲劳开裂失效，必须消除冲击的源头，即疏水阀间歇性的开闭。因此，在完成监测和分析后，建议核电厂将该管道的间歇式疏水改成用疏水器连续疏水。核电厂在采纳此建议后在原管道上增加连续疏水器管道，并停用了间歇疏水阀管道，未再出现类似开裂和泄漏，再次印证了监测和分析结果的有效性。