福清1號機組測溫旁路閥門改造研究

王保平　沈云?！≮w　禹　賴建永　余小權

【摘 要】在福清1號機組熱態(tài)調(diào)試期間，大量RCP系統(tǒng)測溫旁路核一級手動截止閥中法蘭唇邊焊發(fā)生了泄漏，為避免運行期間此類閥門唇邊焊再次泄漏，提高機組的可靠性和安全穩(wěn)定性，需對此類型核一級手動截止閥進行物項替代。本文提出了具體的閥門更換方案，對閥門更換后對反應堆冷卻劑在測溫旁路管線中反應堆冷卻劑的流量和流動時間的影響進行了分析，并對相關管道和支承進行了力學評價。

【關鍵詞】核電站；測溫旁路；手動截止閥；更換

Resistance Temperature Detector（RTD） Bypass Mainfold Valve Replacement Study For Fuqing Nuclear Power Plant Unit 1

WANG Bao-ping SHEN Yun-hai ZHAO Yu LAI Jian-yong YU Xiao-quan

（Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory， Nuclear Power Institute of China， Chengdu Sichuan 610213，China）

【Abstract】Some leakage from the lips weld of the resistance temperature detector bypass manifold valves have been found during the hot function test for FuQing nuclear power plant unit 1. In order to avoid the leakage and improve the reliability and stability of the plant， it is necessary to replace the hand-operated globe valves. The document provides the changing scenario， and analysis of the flowrate and transmit time of the reactor coolant in the resistance temperature detector bypass after replacing the valves. In addition to analyze the correlated piping and supporting.

【Key words】Nuclear power plant； Resistance temperature detector bypass； Hand-operated globe valve； Replacement

0 引言

福清核電1號機組RCP系統(tǒng)測溫旁路共計15臺核一級手動截止閥，其閥體和閥蓋采用螺紋連接，閥體和閥蓋間的密封通過金屬墊片保證，同時施以唇邊焊防止介質(zhì)泄漏（閥門圖紙見圖1）。該類型閥門在1號機組熱試一階段共有11臺發(fā)生唇邊焊泄漏；經(jīng)閥門供貨廠家處理后，在熱試二階段，仍有1臺發(fā)生唇邊焊泄漏；缺陷處理后，在裝料后的熱停堆平臺，再次發(fā)生1臺閥門唇邊焊泄漏。

RCP系統(tǒng)測溫旁路的核一級手動截止閥作為一回路承壓邊界，若在機組運行期間發(fā)生大規(guī)模唇邊焊泄漏，可能帶來一回路不可識別泄漏率超標及測溫旁路不可用導致的核安全風險。

為避免該類閥門運行期間唇邊焊泄漏，提高機組的可靠性和安全穩(wěn)定性，需對此類型核一級手動截止閥進行物項替代。

1 閥門更換方案

1.1 閥門結構

福清1號機組核一級手動截止閥設備RIN碼為SJXSSA0050-X----，擬采用法國VELAN生產(chǎn)的RAMA手動截止閥替代，該類型閥門在秦山II期和大亞灣核電廠均具有良好的運行反饋。兩種閥門的結構如圖1和圖2所示。

VELAN生產(chǎn)的RAMA手動截止閥相比在役手動截止閥具有如下優(yōu)點：

1）閥體閥蓋采用一體化鍛造，不需要唇焊；

2）只有填料一個漏點，外漏風險較小，維修方便；

3）內(nèi)漏可以直接更換閥座，較為方便；

4）閥桿螺母設計有軸承，操作較為簡單。

1.2 更換方案

用法國VELAN生產(chǎn)的RAMA手動截止閥代替在役的手動截止閥需對相應的閥門、管道及支架進行修改。具體方案如下：

1）將福清1號機組RCP系統(tǒng)測溫旁路目前使用的19臺核一級手動截止閥進行切割拆除，根據(jù)擬更換的RAMA手動截止閥尺寸對管道進行調(diào)整，并焊接新閥門。新閥門更換后測溫旁路管線的總體布置與原設計一致。

2）焊接熱影響區(qū)作為焊接接頭性能薄弱環(huán)節(jié)，重復經(jīng)受焊接熱循環(huán)后其性能將進一步惡化。因此，考慮到原閥門的長度與替換閥門的長度一致，在原閥門切除過程需一并切除相連管道側的焊接熱影響區(qū)。同時為了減少更換閥門的施工時間，以及在閥門改造時避免增加焊縫，切割閥門時同時去除焊縫兩側熔合線鄰近母材的熱影響區(qū)。

2 分析評價

RCP系統(tǒng)測溫旁路的核一級手動截止閥更換后需要考慮新替換閥門阻力對反應堆冷卻劑在測溫旁路管線中流量和反應堆冷卻劑傳送時間的影響，閥門替換后管道和支承的力學分析以及系統(tǒng)水壓試驗等方面的內(nèi)容。

1）根據(jù)調(diào)試文件《反應堆冷卻劑溫度測量回路的流量試驗》中的要求，反應堆冷卻劑在測溫旁路管線中的傳送時間需小于等于1s，但根據(jù)調(diào)試文件《反應堆保護系統(tǒng)通道響應時間》的附加說明，只要超溫和超功率反應堆緊急停堆通道響應時間TRT符合6s的安全準則，反應堆冷卻劑在測溫旁路管線中的傳送時間超過1s仍是可接受的。反應堆緊急停堆通道響應時間TRT由T1、T2、T3組成，對于停堆命令還包括T4。

TRT：緊急停堆通道響應時間

TRT=T1+T2+T3+T4+T9各部分的意義如下：

T1：探測器的響應時間；

T2：保護通道響應時間，即從傳感器的輸出端到停堆斷路器的輸入端（失壓線圈失電）；

T3：停堆斷路器的打開時間；

T4：鉤爪釋放的最大時間；

T9：事故分析中考慮的安全裕量。

根據(jù)福清1號機組反應堆冷卻劑溫度測量回路的流量試驗報告《反應堆冷卻劑溫度測量回路的流量試驗》和反應堆保護系統(tǒng)通道響應時間測量《反應堆保護系統(tǒng)通道響應時間》中的結果，使用原類型核一級手動截止閥的測溫旁路除三環(huán)路冷段外，均滿足流體傳送時間不超過1s的要求。雖然三環(huán)路冷段的測溫旁路流體傳送時間不滿足1s的要求，但最終超溫和超功率反應堆緊急停堆通道響應時間TRT滿足不大于6s的要求。更換的新閥門的阻力系數(shù)要求值與原閥門一致，且測溫旁路管線的布置與原設計基本一致，理論上閥門更換后測溫旁路管線上的流量和反應堆冷卻劑介質(zhì)的傳送時間可滿足設計要求。本文第4章通過模擬仿真的方法對更換新閥門后RCP系統(tǒng)測溫旁路中反應堆冷卻劑介質(zhì)的傳送時間進行了進一步分析。

2）根據(jù)新的閥門參數(shù)（原閥30.8kg，重心高120mm；新閥33kg，重心高110mm）對相關管道在承受自重、熱膨脹、地震、內(nèi)壓等載荷作用下進行了力學分析，閥門參數(shù)變化對應力分析結果影響很小，各工況下的應力滿足RCC-M規(guī)范的相關要求。

3）用于替換的閥門和管道已按照RCC-M要求完成單件的出廠水壓試驗。新閥門和管道現(xiàn)場焊接后相應焊縫隨系統(tǒng)按照RSE-M的要求，執(zhí)行在役水壓試驗以驗證其承壓性能與密封性能。

3 模擬仿真

3.1 測溫旁路最小流量的計算

Fcc和Fhc必須分別大于Fcr和Fhr，這樣就可以滿足每個換料的測溫旁路管線中的反應堆冷卻劑傳送時間小于1s，以保證溫度測量的有效性。

3.2 測溫旁路模擬仿真分析

圖4 一環(huán)路測溫旁路模型

Fig.4 The model of Resistance Temperature Detector （RTD） Bypass Mainfold for loop 1

本文通過FLOWMASTER軟件分別對福清1號機組閥門更換后三個環(huán)路的測溫旁路反應堆冷卻劑傳送時間進行仿真分析，一環(huán)路的模型見圖4（三個環(huán)路一致）。

壓力邊界分別為主管道熱段、冷段和過渡段正常運行時的壓力，閥門RCP100/101/104/105/106VP、RCP200/201/204/205/206VP和RCP300/301/304/305/306VP的阻力系數(shù)按照RAMA閥門設計圖紙中的L/D（282）計算，孔板016DI、018DI和020DI、404KD、405KD和406KD按照設計圖紙中的尺寸作為設計輸入條件。按照調(diào)試報告《反應堆冷卻劑溫度測量回路的流量試驗》中的試驗要求，模擬計算流過流量孔板404KD、405KD和406KD的流量。模擬仿真結果與原試驗結果對比見表1。

表1 仿真結果與原試驗結果對比

Tab.1 The comparison between the simulation result and

pre-test result

計算結果顯示，閥門更換后，一環(huán)路和二環(huán)路冷段測溫旁路管線的流量分別大于驗收準則換算出需要的最小流量（14.877m3/h和15.116m3/h），反應堆冷卻劑傳送時間可滿足不超過1s的要求；三環(huán)路冷段測溫旁路管線的流量小于驗收準則換算出的最小流量（26.674m3/h），傳送時間不能滿足小于1s的要求，但模擬傳送時間較原試驗結果小，最終超溫和超功率反應堆緊急停堆通道響應時間TRT應可滿足不大于6s的要求。一環(huán)路、二環(huán)路和三環(huán)路熱段測溫旁路管線的流量均大于驗收準則換算出的最小流量，略小于原現(xiàn)場測量流量，但滿足驗收準則傳送時間不超過1s要求。綜上所述，經(jīng)過模擬仿真分析，RCP系統(tǒng)測溫旁路更換RAMA手動截止閥后，反應堆冷卻劑的傳送時間能夠滿足設計要求。

3.3 誤差分析

對于RCP系統(tǒng)測溫旁路中核一級手動截止閥換型后的反應堆冷卻劑傳送時間，F(xiàn)LOWMASTER軟件模擬分析與后期實際試驗結果存在一定的誤差，具體如下：

1）實際試驗時在熱停堆工況下進行，試驗時各主管道的壓力可能與正常運行時主管道各管段中的壓力存在偏差；

2）測溫旁路管線上的閥門實際的阻力系數(shù)與理論計算結果可能會存在偏差；

3）模型與實際環(huán)路之間的偏差以及仿真軟件本身的誤差性。

基于上述原因，雖然測溫旁路中反應堆冷卻劑傳送時間的模擬仿真分析結果滿足設計要求，但在閥門更換后仍需進行相關試驗，以確保實際結果滿足設計要求。

4 結論

本文提出了測溫旁路隔離閥更換方案，并對閥門更換后對測溫旁路的響應時間的影響進行了分析，結果顯示擬更換的閥門對原設計的影響是可以接受的，并且為電廠閥門實際更換提供了有力的依據(jù)。

【參考文獻】

[1]900MW壓水堆核電站系統(tǒng)與設備[Z].

[2]RCC-M-2000版+2002補遺. 壓水堆核島機械設備設計和建造規(guī)則[S].

[責任編輯：湯靜]