王　巖，陳一偉，鄧　冬，張　躍，石　紅

CPR1000蒸汽發(fā)生器管子—管板液壓脹接技術(shù)研究

王巖，陳一偉，鄧冬，張躍，石紅*

（生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京102445）

蒸汽發(fā)生器是一回路與二回路之間防止放射性物質(zhì)泄漏的關(guān)鍵防護屏障。該防護屏障中管子—管板結(jié)構(gòu)是最薄弱的環(huán)節(jié)，一旦管子—管板脹接后的密封結(jié)構(gòu)出現(xiàn)失效，核電站二回路將會受到輻射污染，進而影響核電站的安全可靠運行。本文較為詳細的介紹了CPR1000蒸汽發(fā)生器管子—管板液壓脹接過程，并依據(jù)管子—管板脹接驗收準則，進行了脹接后的接頭密封性試驗、拉脫力試驗及100%輪廓度檢查，為蒸汽發(fā)生器的管子—管板脹接制造工藝技術(shù)提供行業(yè)制造經(jīng)驗反饋借鑒意義。

管子管板；液壓脹接；試驗參數(shù)

蒸汽發(fā)生器是核電站一回路系統(tǒng)中的主要設(shè)備，其主要作用是將反應(yīng)堆堆芯產(chǎn)生的熱量通過傳熱管傳遞給蒸汽發(fā)生器的二次側(cè)，二次側(cè)產(chǎn)生的蒸汽進而推動汽輪機做功，實現(xiàn)發(fā)電等功能。此外，蒸汽發(fā)生器還是一回路與二回路之間防止放射性物質(zhì)泄漏的關(guān)鍵防護屏障。作為安全等級Ⅰ級的設(shè)備，蒸汽發(fā)生器應(yīng)具有極高的安全性和可靠性[1]，而傳熱管與管板之間的連接環(huán)節(jié)是其最薄弱的環(huán)節(jié)，在制造過程中技術(shù)要求也最高、難度也最大，一旦管子—管板脹接后的密封結(jié)構(gòu)出現(xiàn)失效，核電站二回路將會受到輻射污染，進而影響核電站的安全可靠運行。因此，在蒸汽發(fā)生器的制造過程中，管子管板的脹接技術(shù)的實施和檢驗非常關(guān)鍵。

在當今世界，無論民用，還是軍用，壓水堆蒸汽發(fā)生器的傳熱管和管板脹接技術(shù)應(yīng)用最為廣泛的是液壓脹方法，相對于其他脹接方法，其具有以下優(yōu)勢：脹接接頭質(zhì)量高、脹管的長度沒有限制、拔出力大、脹接強度高、密封性好、脹管的效率高。液壓脹接可以消除和封閉二次側(cè)管子和管板孔的間隙，防止二次側(cè)流體滲入管子與管孔之間的間隙侵蝕密封焊焊縫[2]。

目前，我國在建的壓水堆核電站項目主要分為法國法馬通和西門子聯(lián)合開發(fā)的EPR核電機組、美國西屋開發(fā)的AP1000核電機組、俄羅斯開發(fā)的VVER核電機組等幾類。CPR1000機組是以嶺澳一期核電廠為參考的“二代加”百萬千瓦級壓水堆核電技術(shù)，在我國核電設(shè)備國產(chǎn)化中發(fā)揮了積極作用[3]。因此，研究CPR1000蒸汽發(fā)生器管子—管板脹接技術(shù)具有重要意義。

1　CPR1000蒸汽發(fā)生器管子—管板規(guī)格參數(shù)

CPR1000蒸汽發(fā)生器管板由低合金鋼18MND5鍛造而成，一次側(cè)表面有鎳基合金堆焊層，以便與傳熱管良好焊接，管板上開有8 948個孔，是與4 474根U型傳熱管的連接處，管板厚度約565 mm，管孔直徑19.28 mm，節(jié)距27.43 mm，成正方形排列，管板材料化學(xué)成分詳見表1，機械性能詳見表2。U型傳熱管的材質(zhì)為NC30Fe鎳基合金，化學(xué)成分詳見表3，機械性能詳見表4[4]，壁厚1.09 mm，外徑19.05 mm。

表1　管板材料18MND5低合金鋼的化學(xué)成分表

表2　管板材料18MND5低合金鋼的機械性能表

表3　管子材料NC30Fe鎳基合金化學(xué)成分表

表4　管子材料NC30Fe鎳基合金機械性能表

2　液壓脹管的基本原理

液壓脹接原理最早由美國學(xué)者Krips等提出。液壓脹管的過程大致可分為三個階段：第一階段，由外界施加均勻載荷，管壁在外界壓力作用下擴張，直至與管板的管孔內(nèi)壁接觸；第二階段，隨著外界壓力的持續(xù)施加，管子直徑不斷擴大，發(fā)生較大的塑性變形，然而管板由于厚度較大，管孔內(nèi)壁只發(fā)生彈性變形；第三階段，外界壓力卸壓直至與管壁完全脫離，此時，管子發(fā)生的較大塑形變形無法恢復(fù)，管板發(fā)生的彈性變形恢復(fù)，管壁即可與管板管孔內(nèi)壁緊密貼合，管子被壓緊在管板上形成脹接接頭[4]，達到密封和禁錮的目的。

在脹接過程中，管子管板初始間隙、脹接長度以及管子材料的應(yīng)變硬化等因素均對脹接接頭性能具有較大影響[5]。

3　管子—管板液壓脹工藝評定要求

根據(jù)RCC-M F4423.2.1的要求，每根管子都將進行如下測試，判斷其是否滿足規(guī)范要求。

（1）內(nèi)窺鏡檢查：無刮痕；

（2）使用帶微調(diào)止動的檢測儀對脹接長度進行精確檢測，管子管板脹接貼合點距管板試塊二次側(cè)面最近為2～6 mm；輪廓度檢測要求該檢測儀能夠?qū)γ浗訁^(qū)域和脹接過渡區(qū)域數(shù)據(jù)進行記錄輸出；

（3）密封性液壓泄漏檢測：本試驗是使已脹接好的管子的二次側(cè)承受50 bar的壓力并至少保持2個小時，采用加入5%紅色有機溶劑的去離子水溶液（排出空氣）測量其滲透整個已脹接厚度所需要的時間，要求滲透速率不超過40 mm/min；

（4）拔出試驗：逐步增大每根管子的拔出力直至將管子拔出，對于每根管子，其所需要的拔出力應(yīng)大于8 000 N。

4　管子—管板試塊液壓脹試驗

4.1　脹管前準備工作

采用直徑240 mm、厚度565 mm的18MND5低合金鋼圓盤作為管板試塊，其質(zhì)量標準符合RCC-M M2115《壓水堆核島機械設(shè)備設(shè)計和建造規(guī)則-壓水堆蒸汽發(fā)生器管板用18MND5錳-鎳-鉬合金鍛件》的要求。管板試塊經(jīng)過熱處理并按照正方形布孔、任意相鄰兩孔中心距27.43 mm鉆12個孔，12個孔的名義直徑為19.28 mm，滿足清潔度要求。

試驗用管子材質(zhì)為NC30Fe鎳基合金，名義直徑（外徑）為19.05 mm，名義壁厚為1.09 mm，長度為750 mm，其質(zhì)量標準符合RCC-M M4105《用于壓水堆蒸汽發(fā)生器管束的鎳-鉻-鐵合金（NC30Fe）無縫管》的要求[6]。管子與管板試塊之間不進行定位脹和點焊，管子的一端用專用塞子封堵以便進行泄漏檢測和拔出試驗。

脹接前，將管子和管板試塊孔從1到12進行編號標記并進行尺寸檢查。脹接前，管子與管孔的間隙范圍在0.15～0.35 mm。穿管前，用干凈的白布將管束擦拭干凈，穿孔時，將管子穿入對應(yīng)的管板試塊中并與管板試塊一次側(cè)平齊（見圖1）。

圖1　管板試塊示意圖

4.2　液壓脹管

采用型號為SH TC 1-4000 DP的液壓脹管機進行液壓脹管試驗，連接處采用可溶植物油脂進行潤滑，試驗參數(shù)見表5所示。每根管子都將按照上述RCC-M F4423.2.1的要求進行脹接內(nèi)窺鏡檢查、脹管長度尺寸檢查、脹接區(qū)域和脹接過渡區(qū)域輪廓檢查并記錄結(jié)果。

表5　管子管板液壓脹接數(shù)據(jù)統(tǒng)計表

表6　管子管板液壓脹接參數(shù)表

4.3　泄漏試驗

由于每個焊接在管子二次側(cè)的堵頭都開有一個小孔，以便脹管器插入時能夠?qū)⒐茏觾?nèi)的空氣排出；因此，在泄漏試驗前，所有堵頭上的孔都要用專門的密封襯墊和螺釘擰緊堵??；隨后，將O形圈裝到密封容器上，再將密封容器與管板試塊擰緊；向密封容器內(nèi)充入加了5%紅色有機溶劑的去離子水溶液，排出空氣；在管板試塊二次側(cè)提供50 bar的壓力并至少保持2個小時；采用白色顯影劑對管板試塊一次側(cè)進行檢查，要求液體穿透速度為每分鐘40 mm或更慢、從保壓起15分鐘內(nèi)不能有紅色痕跡滲出。從保壓起，將泄漏出現(xiàn)時管子的編號和相應(yīng)時間記錄到報告中。

圖2　泄漏試驗示意圖

4.4　拔出力試驗

拉脫力是檢驗脹接結(jié)構(gòu)好壞的重要標準，目前，測量拉脫力最廣泛的方法就是拔出力試驗[1]。

在管子二次側(cè)劃出拔出試驗參考線，作為管子拔出評判的基準，采用型號為WAW-600拉伸機，逐步增大每根管子的拔出力直至將管子拔出，管子拔出可通過參考線顯示。拔出試驗后記錄每根管子的拔出力。

5　試驗結(jié)果分析

5.1　拔出力試驗

由于1號管和2號管僅用于調(diào)節(jié)液壓脹管參數(shù)，因此，對3號至12號管子進行拔出試驗。試驗結(jié)果發(fā)現(xiàn)，該10根管子的拔出力實測值均遠大于8 000 N要求值。實測的最低拔出力為10號管子13 296 N，最高拔出力達到19 411 N，為3號管子。試驗結(jié)果符合RCC-M F4423.2.1技術(shù)要求，試驗合格。

5.2　泄漏試驗

在進行泄漏試驗前，采用丙酮清洗管板試塊一次側(cè)表面，以便白色顯影劑更好顯影。

清洗后，自絕對壓力達到50 bar后開始保壓，保壓時間至少為2 h。

在保壓時間大于15 min后，采用白色顯影劑進行檢測，管板試塊一次側(cè)無示蹤溶液滲出。

圖3　拔出力試驗折線圖

符合密封性液壓泄漏檢驗要求，泄漏試驗結(jié)果評定合格。

5.3　管子液壓脹接后100%輪廓度檢查

管子液壓脹接后輪廓度檢查驗收準則如下：

（1）脹管段結(jié)束位置（D1）＞-2 mm（-0.078 7″）或＜-6 mm（-0.236 2″）的管子應(yīng)作為不符合項報告。

（2）脹管段平均內(nèi)徑（4）＜17.12 mm（0.177 4″）、且4和1（非脹管段平均內(nèi)徑）之差小于0.15 mm（0.005 9″）的管子應(yīng)作為不符合項報告。

采用ZETEC MIZ80iD檢測系統(tǒng)（探頭為ZBPF-M/ULC-E00.610-TF-ADB0E00）對液壓脹接后的管子進行100%輪廓度檢查。檢測頻率為900 kHz，輔助頻率為30 kHz，探頭檢測速度為300 mm/s，采樣率為3 000 smpl/sec。

通過液壓脹接后100%輪廓度檢測結(jié)果發(fā)現(xiàn)，除3號、10號管子因有堵頭無法測量外，其余10根管子檢驗結(jié)果全部合格。輪廓度檢測數(shù)據(jù)詳見表7。

表7　管子液壓脹接后100%輪廓度檢查統(tǒng)計表

續(xù)表

管子編號Φ4Φ1D1 716.8817.19- 2.65 816.8917.21- 2.03 916.8817.19- 2.37 10/// 1116.917.21- 2.37 1216.8917.21- 3.44

6　結(jié)論

在CPR1000蒸汽發(fā)生器管子管板液壓脹接過程中，采用3 100～3 300 bar的脹接壓力、保壓5～7 s、采用541 mm的脹長并每次脹管循環(huán)注水2次時，脹接接頭的密封性、拉脫力及輪廓度符合RCC-M F4423.2.1的評定要求。

CPR1000蒸汽發(fā)生器由于其尺寸大、結(jié)構(gòu)復(fù)雜、承擔換熱及防護屏障作用而成為核電站一回路的重要設(shè)備，其設(shè)計制造水平代表當今世界熱交換器的最高水平。蒸汽發(fā)生器中的管子管板連接環(huán)節(jié)是該防護屏障的薄弱環(huán)節(jié)。從以往出現(xiàn)的脹接不符合項來看，脹接過程中由于對換熱管脹接要求認識不足、薄壁換熱管液壓脹接經(jīng)驗積累不夠、管板孔脹接數(shù)量眾多等原因[2]產(chǎn)生的欠脹、脹過、腫脹等問題時有出現(xiàn)，對蒸汽發(fā)生器的制造過程產(chǎn)生不利影響。因此，通過對管子管板液壓脹技術(shù)的研究和檢測，確定脹接重要參數(shù)，為我國核電設(shè)備制造提供重要數(shù)據(jù)積累，對提高核電廠運行安全性具有重大意義。

［1］ 李明，林健，等．核電蒸汽發(fā)生器傳熱管_管板接頭傳熱管內(nèi)壁的焊接殘余應(yīng)力分布［J］．機械工程材料，2019，43（1）：82-86.

［2］ 景軍濤，江才林．核島主設(shè)備—蒸汽發(fā)生器管子管板脹接技術(shù)研究［C］//第八屆全國壓力容器學(xué)術(shù)會議論文集，2013：704-708.

［3］ 劉振鳳，赫玲波．CPR1000蒸汽發(fā)生器的結(jié)構(gòu)分析［J］．一重技術(shù)，2010，3（006）：17-20.

［4］ 陸軍．核電蒸汽發(fā)生器管子管板液壓脹接技術(shù)研究［D］．上海交通大學(xué)，2015.

［5］ Merah N，Al-Aboodi A，Shuaib A N，et al. Combined Effects of Tube Projection，Initial Tube-Tubesheet Clearance，and Tube Material Strain Hardening on Rolled Joint Strength［J］．Journal of Pressure Vessel Technology，2009，131（5）：051-054.

［6］ 施熔剛，劉志明，等．脹接工藝對CPR1000核電站蒸汽發(fā)生器管子-管板脹接質(zhì)量的影響［J］．焊接，2014，1：66-67.

［7］ 倪鵬，惠虎，等．蒸汽發(fā)生器液壓脹接保壓時間及拉脫力的研究［J］．原子能科學(xué)技術(shù)，2015，12（49），2234-2238.

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Study on The Tube to Tube Sheet Hydraulic Expansion of CPR1000 Steam Generator

WANG Yan，CHEN Yiwei，DENG Dong，ZHANG Yue，SHI Hong*

（Nuclear and Radiation Safety Center，Beijing 102445，China）

Steam generator is the key protective barrier between primary loop and secondary loop to prevent radioactive material leakage. The tube-to-tube sheet structure is the most vulnerable link in the protective barrier. Once the sealing structure of tube-to-tube sheet expansion joint fails，the secondary loop of nuclear power plant will be contaminated by the radiation，and then affect the safe and reliable operation of nuclear power plant. In this paper，the hydraulic expansion process of CPR1000 steam generator tube to tubesheet is introduced in detail，and according to the tube to tubesheet expansion acceptance criteria，the joint sealing test，pull-off force test and 100%contour inspection were carried out after the expansion. It can provide industry experience feedback for steam generator tube to tubesheet expansion manufacturing technology.

Tube to tube sheet；Hydraulic expansion；Test parameters

TL48

A

0258-0918（2021）05-0989-06

2021-02-11

王巖（1988—），女，河北石家莊人，工程師，碩士，現(xiàn)從事民用核安全機械設(shè)備審評方面研究

石紅，E-mail：shihong@chinansc.cn