操 丰，王建军，丁有元

（核电秦山联营有限公司，浙江 海盐 314300）

1 Farley-Tihange现象及其风险

1.1 Farley-Tihange现象及其典型位置

1987年美国的Farley电站和1988年比利时的Tihange电站核1级安注管道焊缝热影响区及弯头母材上相继发生了热疲劳开裂，此类现象被统称为Farley-Tihange现象。此后，同类现象陆续在国内外多个运行的核电厂出现：

（1）1996年12月，法国Dampierre 1号机组安注系统直管段母材发生开裂。

（2）1998年，CIVAUX电厂曾由于余热排出热交换器下游冷水与旁路支管热水混合区热疲劳失效，导致LOCA事故。

（3）2007年1月，日本Genkai 2号机组化学容积控制系统过剩下泄管道弯头母材开裂。

国内外运行经验表明：Farley-Tihange现象主要发生在余热排出系统（RRA）热交换器下游冷水与旁路支管热水混合区，以及与主冷却剂管道直接相连的安全注入系统（RIS）、余热排出系统（RRA）、化学容积控制系统（RCV）管道焊缝或母材上。

1.2 潜在风险分析

核辅助系统管道一旦出现Farley-Tihange现象，对核电站安全性和经济性构成的潜在风险包括：

（1）核1级辅助管道一旦出现贯穿性裂纹，将导致一回路冷却剂部分丧失，属于小破口LOCA，影响堆芯冷却能力，诱发核安全风险。

（2）一旦泄漏超过了一回路总泄漏率限值和非定量泄漏限值，将导致机组降功率运行甚至停堆，直接影响核电站运行业绩。

（3）破口附近区域环境剂量激增，导致人员外照射剂量和体表玷污风险增大。破口现场清理增加了放射性废物处理量。

（4）失效管段维修技术难度高，作业风险大。

2 Farley-Tihange失效原因故障树分析

故障树分析法是系统可靠性评估和部件失效机理分析的重要工具，它是把不希望发生的失效状态作为顶事件，接着找出导致顶事件发生的所有可能直接原因（中间事件），再循序渐进挖掘出导致每个中间事件发生的所有可能原因，最后追踪出根本原因（底事件）。……