陳　智， 吾之英

(上海發(fā)電設(shè)備成套設(shè)計研究院， 上海 200240)

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反應(yīng)堆壓力容器密封件驗證試驗回路的研究

陳智， 吾之英

(上海發(fā)電設(shè)備成套設(shè)計研究院， 上海 200240)

反應(yīng)堆壓力容器密封件驗證試驗回路是模擬核電站一回路環(huán)境，實現(xiàn)高溫高壓條件和規(guī)定速率的升溫升壓、降溫降壓過程。試驗回路按1∶1模擬實際運行工況，技術(shù)要求高，設(shè)計和制造難度大。通過對密封件驗證試驗回路的工作原理、運行方法等進(jìn)行研究，確定回路的設(shè)計方案。

反應(yīng)堆壓力容器； 密封件； 試驗回路

安全可靠的密封結(jié)構(gòu)是核電廠一回路壓力邊界完整性的重要保障。核裝置的密封件不但數(shù)量多，結(jié)構(gòu)復(fù)雜，尺寸跨度大，而且更困難的是要在輻照、高溫、高壓等極端環(huán)境中工作，其中反應(yīng)堆壓力容器的密封件是核電廠中結(jié)構(gòu)尺寸最大、包容的介質(zhì)環(huán)境最為惡劣的密封結(jié)構(gòu)。據(jù)美國核管會對其監(jiān)管的104臺機組統(tǒng)計，在核電站涉及安全的事件中，與密封件相關(guān)的占50%以上，覆蓋壓力容器、管道、閥門和泵等各類設(shè)備，是各個設(shè)備中的關(guān)鍵部件，安全等級涉及核1、2、3級。通過密封件驗證試驗回路的研制，能夠建立1∶1比例開展反應(yīng)堆壓力容器法蘭密封模擬體試驗研究的驗證試驗回路，對反應(yīng)堆壓力容器的密封結(jié)構(gòu)、工作環(huán)境和密封技術(shù)要求開展研究，使其能夠在核電站冷試、起堆、運行、停堆環(huán)境下，可靠履行其要求的密封性能。反應(yīng)堆壓力容器密封件驗證試驗回路是為了驗證反應(yīng)堆壓力容器法蘭密封用金屬O形密封環(huán)的密封性能而研制的。筆者介紹第三代核電站反應(yīng)堆壓力容器密封件驗證試驗回路的設(shè)計和主要設(shè)備參數(shù)的確定。

1　試驗回路設(shè)計

該試驗回路著重用于考核在模擬核電站冷試、起堆、運行、停堆工況下，反應(yīng)堆壓力容器法蘭密封用金屬O形密封環(huán)的密封性能。

1.1 試驗回路

該試驗回路主要由反應(yīng)堆壓力容器模擬體(試驗本體)、穩(wěn)壓器、冷水罐、鍋爐、高溫高壓屏蔽泵、換熱器、除鹽水系統(tǒng)、管道加熱器及各類閥門構(gòu)成(見圖1)。試驗回路的最高設(shè)計壓力≥17.2 MPa，最高設(shè)計溫度≥350 ℃，可容納1∶1比例的CAP1400反應(yīng)堆壓力容器法蘭模擬體(下稱試驗本體)進(jìn)行驗證試驗，同時兼顧水壓試驗要求，水壓試驗壓力≥21.5 MPa。

圖1　反應(yīng)堆壓力容器密封件驗證試驗回路流程圖

1.1.1 回路充水和放氣

每次試驗前需準(zhǔn)備充足的除鹽水，使整個回路充滿水。充水泵吸水口直接連接除鹽水源，需保證除鹽水制備能力與充水泵流量的匹配?；芈凡贾迷O(shè)計完成后，找出回路管道的高點，與試驗回路的高點比較，以便設(shè)置排氣點。利用充水泵對穩(wěn)壓罐、冷水罐、試驗回路和試驗本體進(jìn)行充水。 回路試驗過程中如需排水，以及試驗結(jié)束后的回路排水，可排至換熱器所在的水池，水池滿后可通過溢流水槽排出至合適的疏水收集地點。

1.1.2 水壓試驗

試驗回路各設(shè)備安裝完成后，在第一次熱態(tài)試驗前必須按要求進(jìn)行水壓試驗，驗證試驗回路強度滿足要求，試驗回路必須保持密封無泄漏。冷態(tài)水壓試驗時，可關(guān)閉穩(wěn)壓罐和冷水罐的管線隔離閥?；芈返乃畨阂揽考訅罕镁徛訅褐了柙囼瀴毫?。穩(wěn)壓罐和冷水罐可通過供氣管線加壓至所需試驗壓力(因為穩(wěn)壓罐和冷水罐的上部有氣空間，不是水實體，無法直接使用加壓泵進(jìn)行水實體打壓，用壓縮空氣進(jìn)行增壓較為方便)。

1.1.3 回路升壓升溫

根據(jù)回路升溫要求和回路設(shè)備配置特點，確定升壓升溫步驟(見表1)。先通過穩(wěn)壓罐的供氣加壓，使得回路壓力升壓至1 MPa；啟動循環(huán)泵，啟動鍋爐產(chǎn)熱并向回路供汽，使得回路以30 K/h的升溫速率，從室溫升溫至120 K；同時向穩(wěn)壓罐供氣增壓，使回路壓力升至4 MPa；繼續(xù)以30 K/h的升溫速率，從120 ℃升溫至180 ℃；并向穩(wěn)壓罐供氣增壓，使回路壓力升至10 MPa；之后開始以30 K/h的升溫速率，從180 ℃升溫至230 ℃；然后向穩(wěn)壓罐供氣增壓，使回路壓力升至16.15 MPa；繼續(xù)以30 K/h的升溫速率，從230 ℃升溫至291 ℃；向穩(wěn)壓罐供氣增壓，使回路壓力升至17.3 MPa； 之后升溫速率不做要求，可根據(jù)鍋爐供汽能力緩慢升溫，從291 ℃升溫至350 ℃。

表1　試驗回路升溫過程

1.1.4 回路降溫降壓

保溫保壓時間結(jié)束后，開始回路的降溫降壓試驗。關(guān)閉管道電加熱器，打開換熱器管路，通過調(diào)節(jié)經(jīng)過換熱器的流量與旁路流量，實現(xiàn)降溫速率的控制。350～291 ℃時沒有降溫速率要求，可相對緩慢降溫；291～177 ℃時，要求55 K/h降溫速率，水體收縮，穩(wěn)壓罐內(nèi)部分水返回到回路內(nèi)，穩(wěn)壓罐內(nèi)壓力需要始終高于回路溫度對應(yīng)的飽和壓力，如穩(wěn)壓罐內(nèi)壓力過低，需要使用空氣壓縮機或高壓氣瓶，快速補充氣壓；177 ℃以下時，降溫速率不做要求，可繼續(xù)通過換熱器冷卻回路，當(dāng)回路溫度接近常溫常壓時，打開回路排氣閥和疏水閥，對回路進(jìn)行疏水。全部試驗完成后，對回路進(jìn)行干保養(yǎng)，以備下次試驗。

1.2 試驗本體

為了能夠使反應(yīng)堆壓力容器密封件驗證試驗更符合實際運行工況的要求，該試驗回路中使用的是一個立式圓筒形容器，由筒身段、底封頭以及一個可拆卸的帶法蘭的半球形頂蓋組成。筒體和頂蓋的材料采用20MnMo， 主螺栓、主螺栓螺母、主螺栓墊圈采用40CrNiMoA鍛件，筒體和頂蓋表面采用單層不銹鋼309不銹鋼進(jìn)行堆焊，并需進(jìn)行焊后熱處理[1]。試驗本體共設(shè)置1個進(jìn)口接管和1個出口接管，進(jìn)出口接管通過全焊透焊縫的形式分別連接到頂蓋以及底封頭。

2　回路主要設(shè)備參數(shù)的確定

試驗回路采用直流鍋爐供熱方案。鍋爐并入回路，即鍋爐從回路取水，加熱為飽和蒸汽(回路當(dāng)前壓力下的飽和蒸汽)后，再將蒸汽注入回路，與回路中的水混合，將熱量輸入回路。鍋爐需要能夠承受回路的高溫高壓以及溫度壓力變化。根據(jù)回路熱輸入所需功率計算，在回路完全依靠鍋爐提供熱源的情況下，所需鍋爐最大供汽量為10 t/h。

同時，回路降溫過程中需要使用換熱器。瞬時換熱功率最大約5 600 kW。如果換熱器冷側(cè)采用循環(huán)水冷卻，由于冷卻塔的進(jìn)出口水溫溫差限制(一般為5 K)，冷卻水流量最大需約1 000 t/h，難以通過循環(huán)塔冷卻方式實現(xiàn)回路的55 K/h的降溫需求。該試驗回路采用將換熱器浸沒于冷水池中的設(shè)計方案。

回路的水體膨脹緩沖和穩(wěn)壓，采用穩(wěn)壓罐實現(xiàn)(氣空間通過壓縮空氣增壓)。假定初始狀態(tài)時回路裝水容量需35 m3，則根據(jù)低溫初始狀態(tài)和高溫最終狀態(tài)的水密度變化，計算得到穩(wěn)壓罐需要吸納的水膨脹體積為25 m3?？紤]穩(wěn)壓罐初始狀態(tài)時預(yù)留2 m3低水位、頂部2 m3最小氣空間、1 m3的裕量，則穩(wěn)壓罐總的有效容積至少30 m3。

對于試驗回路，根據(jù)CAP1400核電廠的停堆要求，還有一個附加的試驗?zāi)芰σ螅航禍厮俾?5 K/h。在如此高的降溫時，單單通過換熱器已經(jīng)無法滿足要求，此時考慮在回路中注入事先準(zhǔn)備好的高壓冷水，增加降溫速率。冷水罐的水量與試驗回路本體內(nèi)的裝水容量相同，為30 m3。

3　結(jié)語

該試驗回路能夠按1∶1比例模擬反應(yīng)堆壓力容器法蘭密封結(jié)構(gòu)，真實反映CAP1400核電廠正常運行工況下的反應(yīng)堆壓力容器密封件性能，是國內(nèi)外首創(chuàng)驗證性試驗的試驗回路；同時可借此試驗回路開展密封結(jié)構(gòu)的試驗研究，以形成具有自主知識產(chǎn)權(quán)的核級密封標(biāo)準(zhǔn)。

[1] 呂勇波, 鄭連綱, 楊宇. 反應(yīng)堆壓力容器密封分析方法及應(yīng)用[J]. 東方電氣評論, 2010, 24(2): 34-37.

Verification Test Loop Study for Reactor Pressure Vessel Seals

Chen Zhi, Wu Zhiying

(Shanghai Power Equipment Research Institute, Shanghai 200240, China)

The verification test loop for reactor pressure vessel seals is designed to simulate the environment of primary loop in nuclear power plant, and realize the increase and decrease of both the temperature and pressure under high-temperature high-pressure conditions at a specified velocity. The test loop is designed to simulate actual operating conditions, requiring advanced technologies due to great difficulty in design and manufacturing. Through careful study on working principle and operation process of the verification test loop, a design plan is finally determined.

reactor pressure vessel; seal; test loop

2016-01-04

陳智(1985—)，男，工程師，主要從事核安全級相關(guān)設(shè)備鑒定。

E-mail: chenzhi@speri.com.cn

TM623.4

A

1671-086X(2016)04-0241-03