任一峰

(上海電氣電站設(shè)備有限公司 上海電站輔機(jī)廠， 上海 200090)

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大型核電凝汽器工廠組裝殼體模塊

任一峰

(上海電氣電站設(shè)備有限公司 上海電站輔機(jī)廠， 上海 200090)

摘要：針對(duì)大型核電凝汽器在工廠組裝殼體模塊形式，從技術(shù)上陳述工廠組裝殼體模塊的關(guān)注要點(diǎn)，并從經(jīng)濟(jì)上分析其利弊，提出了對(duì)殼體模塊全數(shù)鈦管進(jìn)行內(nèi)渦流檢測(cè)的觀點(diǎn)。

關(guān)鍵詞：核電站； 凝汽器； 組裝

典型的大型機(jī)組表面式凝汽器設(shè)計(jì)壽命是30～40年，核電站的凝汽器應(yīng)該與機(jī)組同壽命，但是真正實(shí)際運(yùn)行效果并不理想。由于最初受到設(shè)計(jì)、制造、安裝的影響，在運(yùn)行數(shù)年后冷卻管損壞速率加大，以及在常規(guī)檢查和維修中損壞的管子，所有這些因素影響了凝汽器的安全運(yùn)行，減少了凝汽器的使用壽命。

凝汽器管束是汽輪發(fā)電機(jī)組的核心，也是核電機(jī)組的冷源。若凝汽器管子發(fā)生泄漏，直接影響機(jī)組安全運(yùn)行，甚至?xí)?dǎo)致核反應(yīng)堆緊急停堆。故在核電凝汽器的制造中，由管束核心構(gòu)成的殼體組裝的質(zhì)量好壞就顯得尤為突出。

1問(wèn)題的提出

通常國(guó)際上對(duì)新建大型核電站凝汽器在制造廠出廠有2種組裝方式:在工廠組裝、焊接及穿管、管子與管板連接組合成殼體模塊(見(jiàn)圖1)；僅在工廠殼體組裝和焊接，穿管和管子與管板連接放在現(xiàn)場(chǎng)組合成現(xiàn)場(chǎng)殼體模塊(見(jiàn)圖2)。對(duì)于一臺(tái)百萬(wàn)千瓦的核電汽輪機(jī)配套的凝汽器冷卻面積可達(dá)八萬(wàn)多平方米，其管子長(zhǎng)度達(dá)20 m左右，質(zhì)量重，體積大。以CPR1000凝汽器為例，半個(gè)殼體模塊尺寸19 m×6.6 m×4.5 m，質(zhì)量達(dá)230 t，這樣的龐然大物一旦殼體模塊中的鈦管受到外力的作用或受力不均，容易引起變形，而使管子受損，對(duì)今后設(shè)備的長(zhǎng)期安全運(yùn)行是一種隱患。若在凝汽器安裝就位前，凝汽器殼體模塊底部受力不均衡，將出現(xiàn)鈦管損傷或者管子管板連接處損壞；若使用現(xiàn)場(chǎng)殼體模塊，也會(huì)出現(xiàn)受外力產(chǎn)生殼體變形現(xiàn)象，使得整復(fù)工作顯得十分困難。

2組裝方式的對(duì)比

殼體模塊與現(xiàn)場(chǎng)殼體模塊對(duì)比見(jiàn)表1[1]。

表1　殼體模塊和現(xiàn)場(chǎng)殼體模塊對(duì)比

3殼體模塊的分析

3.1 組裝運(yùn)輸?shù)囊?/p>

百萬(wàn)級(jí)凝汽器殼體模塊主要由凝汽器鈦復(fù)合管板、隔板、側(cè)板、支撐結(jié)構(gòu)件和鈦冷卻管等組成，薄壁鈦管穿過(guò)間隙很小的管板孔和隔板孔，最后通過(guò)脹接和焊接，固定在管板上，以保證不損壞薄壁鈦管和保證管子管板的連接質(zhì)量。但由于管束部分屬于薄板結(jié)構(gòu)(數(shù)十塊厚度僅12 mm隔板)，在殼體模塊裝配后穿管前，整體剛性較差，在穿管后整體鋼性也不是最好，因此在裝配過(guò)程中牽涉到的問(wèn)題很多：如何防止穿管前構(gòu)件的焊接變形，維持管板、隔板的同心度，如何保證穿管后的5萬(wàn)支管子和管板的脹接及焊接質(zhì)量，如何在殼體模塊裝配完畢保證管子的質(zhì)量完全合格，如何確保長(zhǎng)19.5 m、高6.6 m和寬4.5 m的薄壁兩對(duì)半殼體模塊結(jié)構(gòu)在吊運(yùn)中不發(fā)生變形等。

為確保管板、隔板的鉆孔質(zhì)量符合設(shè)計(jì)要求，鉆孔后100%孔全數(shù)檢查，鉆孔質(zhì)量必須全部合格；另外需要管板、隔板組裝的同心度確保最大不得超過(guò)2 mm。當(dāng)管板、隔板豎立調(diào)整尺寸后，采用槽鋼支撐，輔助調(diào)節(jié)，需要將數(shù)十塊隔板通過(guò)支撐結(jié)構(gòu)件和管板、側(cè)板、底板焊接在一起，此時(shí)由于沒(méi)有穿管，僅為點(diǎn)焊，整個(gè)殼體模塊的剛性很差，采用二氧化碳?xì)怏w保護(hù)焊能有效地改善焊接構(gòu)件的變形量，效率也高。經(jīng)后續(xù)穿管表明，比較小的管束部分焊接變形量，保證了整個(gè)殼體模塊的焊接變形控制起到關(guān)鍵的作用。管子和管板孔清潔度與焊接質(zhì)量密切相關(guān)，為保證管板孔的清潔度，在穿管前需用脫脂白布擦拭管孔至不變色后才允許穿管。一般是先穿厚壁鈦管，再穿薄壁鈦管，穿管到位后，管板兩側(cè)需用兩種有色不含氯化物塑料堵頭臨時(shí)封口，以防異物和灰塵進(jìn)入。在穿管過(guò)程中嚴(yán)防鈦管被損壞，單根鈦管應(yīng)勻速推進(jìn)，避免穿管沖擊使冷卻管折彎；應(yīng)盡量避免在穿管過(guò)程中突然停頓，用力不當(dāng)而使管子出現(xiàn)個(gè)別折凹現(xiàn)象(此現(xiàn)象一般發(fā)生在管子穿入管板前的外側(cè))，導(dǎo)致管子無(wú)法穿入，這種穿管方式是絕對(duì)禁止的。穿管后，應(yīng)將管子進(jìn)行伸出管口和管板孔往返3次清理，目的是為了避免管子與管板脹接時(shí)，管子表面的灰塵和雜質(zhì)進(jìn)入管子外表面與管板孔間隙中，而在管子與管板焊接時(shí)，嵌入的灰塵和雜質(zhì)受熱膨脹變質(zhì)，產(chǎn)生氣孔、氧化等缺陷，從而影響焊縫質(zhì)量。

由于核電凝汽器管子和管板連接要求很高，不得有任何泄漏,故采用先脹后焊工藝，脹管扭矩大，將原一次脹接改為兩次，并使用了3種脹管器，分別用在管板前、后分段脹接；而焊接過(guò)程采取分區(qū)梅花形跳焊法，防止由于焊接應(yīng)力過(guò)大造成局部管板變形，導(dǎo)致脹管后的管子松動(dòng)，使之失效。應(yīng)解決好金屬鈦的焊接裂紋、氣孔、氧化和熔合不良四大問(wèn)題,其中氫是引起裂紋和氣孔的主要因素，氧化則主要是因?yàn)檠鯕夂偷獨(dú)馇秩肓撕附颖Ｗo(hù)區(qū)域，所以施接時(shí)應(yīng)減少焊縫中氫、氧、氮的含量，同時(shí)杜絕空氣侵入，焊接時(shí)盡量縮短供氣管的距離，確保在高純度氬氣氣氛下施焊。為了對(duì)管子質(zhì)量進(jìn)行更嚴(yán)格的控制，按合同要求還對(duì)殼體模塊中的全數(shù)鈦冷卻管進(jìn)行了內(nèi)渦流檢測(cè)。管子的內(nèi)渦流檢測(cè)是一種新的無(wú)損探傷方法，而管子的外渦流檢測(cè)不能應(yīng)用于已經(jīng)安裝完成的設(shè)備中的管子檢查。由于內(nèi)渦流檢測(cè)的實(shí)施難度及缺陷判別難度，不能作為管子是否合格或拒收的標(biāo)準(zhǔn),所以至今國(guó)際上沒(méi)有公開的成熟檢驗(yàn)標(biāo)準(zhǔn)[2]。

一旦凝汽器殼體模塊組裝成二對(duì)半后，連同運(yùn)輸裝置，共計(jì)230 t左右。但一個(gè)殼體模塊的重心存在偏心，其起吊點(diǎn)應(yīng)做出優(yōu)化選擇及相應(yīng)的加強(qiáng)措施。經(jīng)分析計(jì)算，在起吊狀況下，起吊點(diǎn)位置的選擇對(duì)殼體模塊及構(gòu)件應(yīng)力有一定影響，其中起吊點(diǎn)位置選擇在半個(gè)殼體模塊底部?jī)啥碎L(zhǎng)度的1/4 位置，整體結(jié)構(gòu)彎矩小，應(yīng)力低，各部分應(yīng)力值均小于材料的彈性極限，不會(huì)出現(xiàn)塑性變形，且滿足起吊時(shí)對(duì)材料強(qiáng)度的要求。若超出殼體模塊結(jié)構(gòu)的最大變形量的許可，須進(jìn)行相應(yīng)的應(yīng)力校核，以滿足其要求。在起吊過(guò)程中，若不采取措施糾正偏心，起吊的鋼絲繩就會(huì)壓向側(cè)板或隔板，而此時(shí)殼體模塊的剛性還不是很好，容易使整個(gè)殼體模塊產(chǎn)生變形，輕則給凝汽器后續(xù)工地安裝造成困難，重則將壓壞鈦冷卻管，為此專門配置了吊運(yùn)配重，保證殼體模塊重心在吊運(yùn)過(guò)程中始終維持在中心位置。

因殼體模塊比較重，運(yùn)輸過(guò)程中要嚴(yán)格檢查其前后左右偏移情況，注意固定和運(yùn)輸速度；且必須保持包裝完整，以防實(shí)施拖運(yùn)過(guò)程中誤傷管束。當(dāng)隔板遇到外來(lái)異物的沖撞，就會(huì)引起該塊隔板少量位移變形，處于該塊隔板處的管子受壓后就會(huì)變形產(chǎn)生壓痕；每當(dāng)殼體模塊儲(chǔ)放遇到底面受力不勻，不均勻的力首先就會(huì)傳遞到隔板而產(chǎn)生管子的輕微的變形。在殼體模塊現(xiàn)場(chǎng)安裝就位過(guò)程中，防止工器具碰傷管子，防止整個(gè)殼體模塊在與其他組件安裝施焊中產(chǎn)生的飛濺燙傷鈦管，或者飛濺碰到凝汽器水室側(cè)襯膠而發(fā)生燃燒，造成無(wú)法挽救的損失。

3.2 經(jīng)濟(jì)性分析

核電站采用大型凝汽器殼體模塊形式當(dāng)組裝組件尺寸達(dá)到一定限度，需要從經(jīng)濟(jì)性上來(lái)考量：

(1) 對(duì)于建設(shè)一個(gè)三千平方米面積凝汽器組裝場(chǎng)地，且能滿足環(huán)境要求的帶蓋頂?shù)膹S房，配備相當(dāng)重量的起吊設(shè)備投資很大。

(2) 凝汽器殼體模塊的包裝和運(yùn)輸所配置的支撐件或包裝裝置的耗材和價(jià)格不菲。

(3) 在內(nèi)陸建核電站，大型設(shè)備受運(yùn)輸條件影響是多方面的，如鐵路運(yùn)輸、水路運(yùn)輸，都將花費(fèi)大量費(fèi)用。

綜上所述，原先在電站現(xiàn)場(chǎng)組裝的工作量轉(zhuǎn)向?qū)I(yè)制造廠預(yù)先完成，從專業(yè)化制造、安裝程度、質(zhì)量保證、縮短現(xiàn)場(chǎng)施工周期及保證項(xiàng)目工期等各方面的評(píng)估應(yīng)該是最佳的，對(duì)核電站機(jī)組設(shè)備安全評(píng)估是合理的；但是組裝殼體模塊將多花費(fèi)的一次性支出，從經(jīng)濟(jì)性上評(píng)估是不劃算的。

4內(nèi)渦流檢測(cè)

(1) 鈦管內(nèi)渦流檢測(cè)的目的在于在役檢查或基準(zhǔn)檢查，用以確定管材損傷、不連續(xù)或運(yùn)行中磨損。由于管子內(nèi)渦流檢測(cè)中存在很多不確定的因素，如內(nèi)徑探頭很少有有效的對(duì)中裝置，目前也沒(méi)有要求或規(guī)范驗(yàn)證對(duì)中、人員資質(zhì)、缺少試驗(yàn)樣管的標(biāo)準(zhǔn)等，所以不能用內(nèi)渦流檢測(cè)來(lái)判別凝汽器鈦管是否合格，即沒(méi)有接受和拒收的標(biāo)準(zhǔn)[3]。

(2) 應(yīng)用內(nèi)渦流在役檢查或基準(zhǔn)檢查是建立管材內(nèi)渦流檢測(cè)的“基準(zhǔn)狀態(tài)圖”，即在第一次內(nèi)渦流檢測(cè)中，記錄下所檢測(cè)管子的詳細(xì)測(cè)試信息，如頻率、探測(cè)速度、相位角和其他參數(shù)，以及探頭種類和儀器型號(hào)，在設(shè)備運(yùn)行一段時(shí)間后，再進(jìn)行重新檢測(cè)，將測(cè)量的信息和以前的信息進(jìn)行對(duì)比，以確定管子在最近一段時(shí)間內(nèi)的磨損和損傷，然后進(jìn)行分析，確定未來(lái)是否需要堵管或者更換管子，以及了解蝕坑和壁厚減薄損傷隨運(yùn)行時(shí)間的影響規(guī)律,以制定預(yù)防性維護(hù)計(jì)劃。

(3) 凝汽器殼體模塊中的管子應(yīng)根據(jù)水壓試驗(yàn)或灌水試驗(yàn)來(lái)判別是否需要堵管?；鶞?zhǔn)渦流檢測(cè)的目的是用于將穿管與制造/安裝過(guò)程中產(chǎn)生的缺陷和與運(yùn)行中產(chǎn)生的缺陷分開。在制造廠做管子內(nèi)渦流檢測(cè)，只能記錄管子穿管和焊接后的管子信息，不能記錄凝汽器在現(xiàn)場(chǎng)整體安裝就位后的管子信息，也就是說(shuō)不能做到將制造/安裝過(guò)程中產(chǎn)生的缺陷和與運(yùn)行過(guò)程中產(chǎn)生的缺陷分開。

5結(jié)語(yǔ)

沿海核電站凝汽器采用殼體模塊的優(yōu)越性十分顯著，有利于凝汽器核心管束質(zhì)量控制，保證機(jī)組安全運(yùn)行，在運(yùn)輸條件許可的情況下，值得推廣。建議不宜在制造廠對(duì)殼體模塊中的全數(shù)鈦管進(jìn)行內(nèi)渦流檢測(cè)。

參考文獻(xiàn)：

[1] Heat Exchange Institute. Condenser modular replacement vs retube[EB/OL]. Ohio: Heat Exchange Institute, 2007[2007- 09-14]. http：//www.heatexchange.org.

[2] 褚孝榮,單世超. 核電廠汽輪機(jī)凝汽器鈦管渦流探傷問(wèn)題及分析[J]. 汽輪機(jī)技術(shù),2015,57(3):234-236.

[3] 任一峰,陳建生. 核電站常規(guī)島凝汽器鈦冷卻管內(nèi)渦流檢測(cè)探討[J]. 發(fā)電設(shè)備,2013,27(5):319-321.

Workshop Assembly Module of Condenser Tube Bundles for Large Nuclear Power Stations

Ren Yifeng

(Shanghai Power Station Auxiliary Equipment Works, Shanghai Electric Power Generation Equipment Co., Ltd., Shanghai 200090, China)

Abstract：For the workshop assembly module of condenser tube bundles in large nuclear power stations, focus points of the module were discussed from the technical point of view, while corresponding advantages and disadvantages were economically analyzed, based on which a suggestion was proposed to perform ID eddy current testing for all the titanium tubes.

Keywords：nuclear power station; condenser; workshop assembly module

中圖分類號(hào)：TM623.4； TK264.11

文獻(xiàn)標(biāo)志碼：A

文章編號(hào)：1671-086X(2016)02-0103-03

作者簡(jiǎn)介：任一峰(1959—)，男，教授級(jí)高級(jí)工程師，從事電站輔機(jī)的技術(shù)開發(fā)和質(zhì)量管理工作。E-mail: renyf@shanghai-electric.com

收稿日期：2015-10-20