庄亚平，戴 翔，李帅帅

(山东核电有限公司，山东海阳 265116)

0 引言

管道弯头、低速流体的水平管段、三通等部位在运行过程中可能会出现热冲击、热分层、热振荡等现象，尤其是如果管道温度反复发生变化，材料会交替出现膨胀、收缩，导致不同方向热应力交替作用于材料上，从而产生管道热疲劳现象[1-3]，这是引起核电机组关键设备失效的主要因素之一。因此，核电机组设计阶段对核一级管道进行了疲劳评价，普遍做法是对部件预期经历的各类预期瞬态次数进行统计分析和瞬态组合[4]，论证其在整个核电站设计寿期内累积使用因子(CUF)小于1。

AP1000作为第三代非能动安全核电机组，缺少可参考的运行经验，非能动堆芯冷却系统的堆芯补水箱(CMT)安注子系统在运行期间出现了取样硼浓度下降，低于技术规格书的要求，需要频繁补高浓度硼水的情况，补水瞬态引起累积使用因子增加过快，根据补水频率，CMT入口三通将不满足设计寿命要求。WANG等[5]对硼稀释的原因进行了分析，补水造成CMT内低温水溢出进入入口平衡管，产生热分层现象；陈晓飞等[6]通过在某核电厂堆芯补水箱补水管周围加装温度传感器的方法，对热分层情况进行了调查。基于运行期间的测试数据，核电厂采取了降低取样口位置的优化改进措施，本文基于疲劳监测评估系统对CMT入口管疲劳状态进行监测，并对优化改进后的效果进行评估。

1 堆芯补水箱入口管疲劳设计评估

1.1 布置

CMT是AP1000核电机组非能动堆芯冷却系统的重要组成部分，每个机组2台CMT，每台CMT的进口管接反应堆冷却剂系统(RCS)二环路的冷段(CL)，出口管接到压力容器的直接安注接管嘴。……