核电厂安全壳隔离阀密封性检测与分析

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哈尔滨工程大学科技成果——核电站安全壳过滤排放系统(EUF)

哈尔滨工程大学科技成果——核电站安全壳过滤排

放系统（EUF）

项目概述

安全壳过滤排放系统的主要功能是在反应堆发生严重事故时确保安全壳的完整性，以最大程度地避免放射性物质外泄，减少对人员及环境的伤害。

该系统的主要组成部分是两级清洗单元，其中，第一级是采用湿式过滤技术的文丘里水洗器，它包含几个淹没在水洗溶液以下的文丘里管，含尘气体在文丘里管内加速，获得较高的动压，将进入文丘里管喉部的水洗溶液雾化，以达到除尘目的。第二级是高效的金属纤维过滤器，采用多层不同直径的金属纤维组合而成，用以去除穿过文丘里水洗器的液滴和微小气溶胶。

在反应堆正常运行期间，该系统通过隔离阀与安全壳相互隔离，处于备用状态；在反应堆发生严重事故后，开启系统中的隔离阀门，系统投入运行，将安全壳内的气体通过两级过滤后排放到大气中。

目前该系统已经完成样机实验，结果表明：该系统能够满足气溶胶去除效率≥99.99%；元素碘去除效率≥99.5%；甲基碘去除效率≥90%的技术指标。

项目成熟情况

目前针对不同的运行工况已经进行了大量的样机实验，实验结果表明，该系统能够满足技术指标要求。

应用范围压水堆核电厂。

210722669_安全壳整体密封性试验中的运行工作

DOI :10.19694/ki.issn2095-2457.2022.27.20安全壳整体密封性试验中的运行工作

黎世永(中核核电运行管理有限公司,浙江嘉兴314300)

【摘要】本文从安全壳整体密封性试验的意义和具体试验条件要求出发,分析在这个大型试验中的普遍或特殊需要,讨论从运行角度需要考虑的工作内容和重点,提出运行准备工作的具体实施方法。推动试验更好更快的开展完成大修工作优化提升。【关键词】安全壳;压力平衡;运行工作;核安全;隔离;在线;恢复

0引言

安全壳是核电厂的一个重要设备，是核电厂放射性包容的第三道屏障。可以保证在堆芯有损、放射性物质突破一回路压力边界时仍不会对环境和公众造成后果，安全壳主要设计参数如下：

表1

正常运行和预计运行事件下，安全壳内的压力与温度不可能达到安全限值，为了保证泄漏率不被超过，需要对安全壳进行定期密封性检查。

根据最终安全分析报告要求，安全壳密封性诸类相关设备必须进行试验。机械类贯穿件称“C 类”，在年度换料时要进行密封性检查。电气贯穿件和人员闸门/设备仓门/燃料运输管道等称“B 类”，在每次大修或开启、关闭时进行检查。“A ”类整体性密封性试验则在机组投入运行前以“验收”或“预运行”的方式进行，同时校核其强度。此后反应堆在第一次停堆换料和每十年时进行安全壳整体密封性试验。

设计中的泄漏率验收准则是对LOCA 状态下136℃/0.35Mpa （表压）的汽水混合物而言的。在试验中使用压缩空气模拟LOCA 状态，其验收准则需要进行相应的转换：

试验工况下最大允许泄漏率Fe 与LOCA 工况下最大允许泄漏率Fa 的关系式如下：

浅析核电厂安全壳整体密封性试验

摘要：本文以国内某核电厂安全壳整体密封性试验为例，论述了安全壳整体密

封性试验的原理、方法和内容以及试验结论，并对整体试验的准备过程进行了描述，为后续的调试提供一定的经验。

关键词：安全壳；整体密封性试验；调试准备；

1.引言

安全壳整体密封性试验为竣工验收试验，其目的是模拟失水事故（LOCA）工

况下，通过试验测定国内某核电厂安全壳的整体泄漏率，检验安全壳的建造、安

装质量在安全壳密封性能方面是否满足核电站的设计要求，即在试验压力

（0.35MPa.g）下安全壳整体泄漏率是否在允许范围内，以确保核电厂的安全壳整体密封性能满足设计要求。

2.安全壳整体密封性试验验收准则

需要指出的是：设计中的泄漏率验收准则是对在136℃、0.35MPa.g状态下的

汽水混合物而言的，而对于真实的LOCA工况来讲，由于试验工况中使用压缩空

气进行加压模拟LOCA状态，故须对其验收准则进行相应的转换：

试验工况下最大允许泄漏率Fe与在LOCA工况下最大允许泄漏率Fa的关系式如下：

这种方法在于测量包容在安全壳内空气的压力变化和平均温度的变化，干空

气的压力等于安全壳内总的绝对压力P减去水蒸汽的分压力Pv，通过测定局部湿

度经加权计算获得水蒸汽分压力。安全壳内水蒸汽平均分压计算：

图3-1.安全壳整体密封性试验泄漏率测试分析系统框图

3.5安全壳整体试验过程与结果

核电厂安全壳整体试验典型压力曲线见图3-2。试验期间实际升压速率低于

12Kpa/h，降压速率低于10Kpa/h。

图3-2.安全壳整体打压试验压力曲线与时间图

核电安全壳换气通风系统(EBA)

1.4 与安全壳相关的通风系统

与安全壳相关的通风系统包括EBA(安全壳换气通风系统),ETY(安全壳大气监测系统)，EVF(安全壳空气净化系统)，EVR(安全壳连续通风系统)，RRM(控制棒驱动机构通风系统)等。

§1.4.1安全壳换气通风系统（EBA）

一、系统功能

1.在反应堆冷停堆期间，维持一个可以接受的环境温度(干球温度为15℃—35℃)，使工作人员能进入反应堆厂房内工作。

2.在反应堆冷停堆期间，在最短的时间内降低裂变气体的浓度以允许人员进入反应堆厂房。当一台机组冷停堆且没有碘污染，正常运行时本系统提供最低换气次数为每小时一次（约50000m3/h）。

3.在机组停闭期间，维持RPE002BA（含氧废气分离箱）轻微负压。

本系统属于非安全有关系统，但四条贯穿安全壳的送、排风管上的八个隔离阀必须保证失水事故时安全壳的气密性，其关闭时间小于3秒，属核安全级设备。

二、系统描述

安全壳换气通风系统流程示意图如图1：

实用文档

本系统与核辅助厂房通风系统（DVN ）相接，DVN 系统的新风加热和过滤后有一支管送到本系统，送风管道在安全壳贯穿件上共有四个隔离阀，两个在壳内，两个在壳外，分别为002VA 、004VA 和001VA 、003VA ，在壳内系统上还有四个隔离阀006VA 、007VA 、008VA 和009VA 在和EVR 系统混合运行时使送出的空气直接进入公共环路。还有一个隔离阀005VA 是去反应堆堆坑通风系统的。同样在排风管线上的安全壳贯穿件上也有四个隔离阀，两个在壳内，两个在壳外，分别为014VA 、016VA 和013VA 、015VA 。安全壳贯穿件上的八个隔离阀是用于在反应堆失水事故时保证安全壳密封不泄漏。在壳内有一含氧废气排气箱，有一台小风量排风机使箱体保持负压状态，抽出的空气排入本系统的排风管内。

“华龙一号”安全壳隔离阀的结构特点及监造要点研究

（1）DN350 安全壳隔离阀分为气动开启和手动开启两种功能要求。对于气动开启阀门，失电时自动关闭（故障关闭），并配备备用的手动开启装置，在得电状态下，电磁
阀和电磁离合器得电啮合，气动马达带动蜗轮蜗杆装置及电磁离合器转动，使蜗杆驱动齿条运动，从而带动拨叉转动实现阀门的开启，同时压缩弹簧，为阀门关闭积蓄势能，以实现阀门的快速关闭。当系统失电时，电磁离合器失电脱开，弹簧驱动齿条运动，从而带动拨叉实现阀门的关闭（故障关闭）。失电关闭时间小于 1s，同时在缸筒尾部增加缓冲垫及排气孔实现缓冲。对于手动开启阀门，在得电状态下，电磁离合器得电啮合，手动装置带动蜗轮蜗杆装置及电磁离合器转动，使蜗杆驱动齿条运动，从而带动拨叉转动实现阀门的开启，同时压缩弹簧，为阀门关闭积蓄能量，做好准备。当系统失电时，电磁离合器失电脱开，弹簧驱动齿条运动，从而带动拨叉实现阀门的关闭（故障关闭）。失电关闭时间小于 1s，同时在缸筒尾部增加缓冲垫及排气孔实现缓冲。
2 安全壳隔离阀的基本结构及功能要求
2.1 基本结构以 ACP1000 机组（“华龙一号”）安全壳隔离阀为例，
DN350 阀门共 8 台，阀门均配带限位开关，其中 4 台阀门配带减压过滤器和电磁阀。DN850 阀门共 8 台，阀门均配带限位开关。
阀门整机由阀门本体和驱动装置两部分组成。阀门本体包括阀体、蝶板、密封圈、阀杆、填料等零部件；驱动装置则包括目视位置指示器、开关位置的锁定装置、作为正常使用或备用的手动操作装置、限位开关、电磁阀、减压过滤器（包括其刚性支撑件和触臂）。驱动装置包括手动执行机构、气动执行机构以及弹簧快速复位机构等几重功能。 2.2 功能要求

AP1000电站安全壳整体泄漏率试验组织方案简介

Development and Innovation| 发展与创新 | ·253·2016年10月

AP1000电站安全壳整体泄漏率试验组织方案简介

郁奇峰1，关晋涛2

（1. 山东核电有限公司，山东烟台 265116；2. 国核工程有限公司, 上海 200233）

摘要：在反应堆达到临界前, 作为核安全关键屏障的安全壳必须通过泄漏率试验, 以确保在严重事故工况下, 外泄到环境中的放射性物质总量不超出公众剂量限值。泄漏率试验分为整体泄漏率试验和局部泄漏率试验，而安全壳的整体泄漏率试验由于试验规模大、且具有较大风险，所以备受关注。文章以海阳核电1号机组安全壳整体泄漏率试验的良好实践为依据，简单介绍AP1000电站整体泄漏率试验的组织方案。

关键词：AP1000电站；安全壳整体泄漏率试验；试验组织方案

中图分类号：TM623 文献标志码：A 文章编号：2096-2789（2016）10-0253-02

安全壳作为核电站的第三道安全屏障，必须在机组首次投入运行前，执行一次安全壳整体泄漏率试验，以确保在严重事故工况下,外泄到环境中的放射性物质总量不超出公众剂量限值。安全壳的整体泄漏率试验由于试验规模大、具有较大风险，所以备受关注。本篇文章将以世界首批AP1000项目——海阳核电站1号机组安全壳整体泄漏率试验的良好实践为依据，简单介绍AP1000电站整体泄漏率试验的组织方案。

1 安全壳整体泄漏率试验简介

AP1000电站安全壳整体泄漏率试验方法与要求符合ANSI/ANS-56.8-1994标准，即对钢制安全壳加压0.96倍事故峰值压力至安全壳设计压力范围内至少24小时，验证钢制安全壳的泄漏率小于La(La：即在设计基准事故安全壳压力下，允许安全壳的最大泄漏率，其值取安全壳干空气质量的0.1%/day)。考虑到后续钢制安全壳老化等影响，首次试验的泄漏率需小于0.75La。

核电站阀门的种类及常见故障维修及保养

核电站阀门的种类及常见故障维修及保

养

摘要：在全球环境问题不断升级的现在，各个国家都对清洁能源越来越重视。作为一种清洁能源，核电站不会给环境造成严重破坏，而且能够对我国电力紧张

的现状进行缓解。核电站在安全和环保方面具有的优势，促使我国在核电开发上

投入了更多的人力、物力和财力，而阀门是核电站运行中不可缺少的设备，核电

站运行需要大量阀门的支撑，一旦有阀门出现问题就会给整个核电站运行带来危害。本文对核电站运行中常见的阀门种类和故障进行了介绍，并提出了维修保养

阀门的策略，希望可以为相关人士提供帮助。

关键词：核电站阀门；种类；常见故障；维修保养

引言

阀门是一种消耗设备，但是在核电站运行中起着重要作用，如果有阀门出现

故障就会给整个电站带来影响和损失，所以，就需要对核电站中比较常见的阀门

种类进行充分了解，对核电阀门常见故障进行全面分析，以便可以制定有效的日

常保养和维护策略，以此来降低阀门出现故障的频率，确保核电站能够平稳、安

全运行。

一、核电站常见阀门类型

（一）闸阀

液压驱动闸阀

这种类型的闸阀需要利用水的压力进行活塞运动，通过活塞运动来实现阀门

的开闭，该阀门对压力和温度有着严格要求，只有压力达到17.5MPa、温度达到315℃活塞才会运动。

全封闭型电动闸阀

这种类型的闸阀一般会选择屏闭式电动机作为动力，闸板的开启和关闭则需

要借助行星减速机来完成，该阀门对压力和温度也有特定要求，一般需要压力达

到2.5-45.0MPa范围，温度则需要达到200℃到500℃范围。

（二）截止阀

核电站使用的截止阀可以根据结构的不同分为波纹管式、金属膜片和填料式

压水堆核岛安全壳通风系统隔离阀原理解析与维护

Mechanical & Chemical Engineering

240《华东科技》

压水堆核岛安全壳通风系统隔离阀原理解析与维护

卢祺

（中核核电运行管理有限公司，浙江嘉兴 314300）

摘要：本文分析介绍了压水堆核岛安全壳通风系统（包括安全壳换气通风系统和安全壳大气监测系统）内安全壳隔离阀的结构，对阀体、阀瓣、阀体密封、偏置弹簧机构和蝶板密封等部件的结构和作用原理作了详细说明，并简述了ETY 系统安全壳隔离阀的故障处理过程。

关键词：阀门技术；阀体结构；蝶板密封；故障处理

每个压水堆机组核岛的安全壳上都装有8台ETY 通风相关的安全壳隔离阀。8台口径都为250mm 的安全壳隔离阀属于安全壳大气监测系统（下文简称ETY 系统），其中有4台安全壳隔离阀可以由主控室控制打开,当然也可以在主控室控制阀门的电磁离合带电后由就地人员手动打开，另外4台阀门没有主控直接打开的功能，当电磁离合失电后(事故状态下或者主控室控制)阀门便立即关闭，从而防止放射性物质外泄。 1 阀门功能及技术要求 ETY 系统安全壳隔离阀的主要功能也是在LOCA 事件中保证安全壳的密封性，防止放射性物质外泄。正常功率运行期间或者事故状态，可打开安全壳大气监测系统安全壳隔离阀用以监测或者净化安全壳内空气。安全壳隔离阀都是金属与金属接触密封的双偏心蝶阀，阀门打开的过程都是弹簧蓄能的过程，阀门在任何位置，只要电磁离合失电阀门立即关闭，这是必要的防止放射性物质外泄的安全功能。阀门从全开失电到关闭有时限要求，ETY 安全壳隔离阀则是1秒以内。 2 阀体结构说明 2.1 阀体结构 ETY 系统安全壳隔离阀口径都为250mm 的8台ETY 安全壳隔离阀由于都是安装在安全壳外部的厂房，并且也具有安全壳压力越高，密封性越好的特性。 2.2 阀瓣结构 ETY 安全壳隔离阀使用的是双层弹簧、蝶板布置在轴线两侧的形式，这种形式也便于整体式蝶板的安装；其作用都是对蝶板施加远离阀座的力，即蝶板关闭的过程都是克服弹簧力的过程。 2.3 阀体密封结构整体密封结构针对安全壳隔离阀的重要功能，即保证安全壳的密封性，阀门设计时对阀体除蝶板动密封外还设置了其他防尘密封结构由于阀门正常运行时，内部介质是空气，为防止其中的灰尘或者颗粒进入阀体结构内部，影响阀门的正常性能，阀门内部设置了简单的防异物装置，ETY 安全壳隔离阀的密封件1用卡簧固定盖板保证密封，密封件2也是通过弹簧来保证阀门动作时的密封性。 2.4 特殊100度执行机构动安全壳隔离阀的动作方式都是一样的，都分为两段式，阀门在全开位置开始（100%全开）关闭，首先执行机构杆带动阀杆连同阀瓣转动90°（下文将此过程简称动作一），这跟一般蝶阀的动作一样，但是当蝶板转动90°后便被阀杆非驱动侧的机械限位限定（机械限位能保证蝶板开关的转动角度都为90°），此时阀杆连同碟板不能再转动，但是执行机构杆在蝶板被机械限位限定后并没有到达最终位置，而且此时密封圈与阀座并没有贴合且压紧（即没有密封），而是处于与阀座平行的状态，并且其四周的间隙距离是相等的，然后执行机构杆在执行机构的驱动下继续转动，此时偏置弹簧机构便开始作用，在该机构的作用下蝶板变转动为移动逐渐贴近阀座，直至密封圈和阀座贴合并挤压产生密封（下文将此过程简称动作二），阀门的打开过程正好相反，首先蝶板平行移开阀座，然后碟板再转动90°将阀门全开。这是该阀特有的动作方式。 3 蝶板密封结构 3.1 蝶板密封圈安全壳隔离阀均是金属与金属接触密封的单偏心蝶阀，蝶板密封圈采用了外部铜材料包裹，内部弹簧加强的结构形式，铜材料通过压缩产生密封性，同时用弹簧来加强支撑，保证密封圈的强度和耐压性能，两个弹簧被完全包裹在铜材料中。该密封圈有两个密封副，主密封（密封1）与阀座挤压形成密封，该密封类似于动密封，压环与蝶板之间的推环具有加强密封圈强度的作用，保证主密封的压缩量和稳定性；副密封（密封2）是通过用螺栓紧固的压环挤压形成密封，该密封属于静密封，其中压环上的定位槽是用来定位密封圈的位置，以保证密封圈装配后两个密封副的正确位置和各自的合理压缩量。 3.2 阀座密封面阀座密封面堆焊了Stellite 合金，Stellite 合金是一种能耐各种类型磨损和腐蚀以及高温氧化的硬质合金。该阀阀座与一般的双金属密封副的蝶阀也有区别，一般偏心蝶阀阀座尺寸会不同，加工难度较大，本文介绍的该类安全壳隔离阀的蝶板具有偏置的特性，该阀的阀座、蝶板密封圈在整个圆周上的角度和尺寸都是一样的，

流量法在安全壳隔离阀密封性试验中的应用

具体检测方法如下：一般情况下，对每个隔离阀
施加等于安全壳设计压力（Ｐ＝Ｏ．４２ＭＰａ）的压差，用
７０
期
下列方法之一来确定其泄漏率。
构成的双道隔离，分别计算位于安全壳内、外的阀门总泄漏率。取两个数值中较大者作为贯穿件的总泄漏率。（２）第２种情况由不同的阀门构成的双道隔离。贯穿件安全壳外隔离通过一个可由安全壳隔离信号控制的隔离阀实现，贯穿件安全壳内隔离通过一个止回阀和／或一个手动阀隔离。在这种情况下，贯穿件的总泄漏率为位于安全壳内阀门的总泄漏率。
变的情况下，局部检漏仪通过向管道内补充的气体流量与压力的关系计算出隔离阀的泄漏率，并在显示屏中直接给出结果，单位为ｍ／ｈ。流量收集法试验介质一般为水，试验方法相同，采用液态检漏仪加压，可以在试验阀门下游较低点通过容器收集方法确定该阀门的泄漏
二、试验原理和方法
１．隔离阀密封性试验原理和方法
隔离阀密封性试验对象为安全壳内外两侧隔离阀以及位于隔离阀和安全壳之间的支路阀门，流量法分为
流量补充法和流量收集法，都采用局部加压方式，施加
压力的方向应与隔离阀在执行安全功能时受压方向相

核电厂EBA安全壳隔离阀内漏原因分析及处理对策

摘要：分析核电厂EBA安全壳隔离阀内漏原因，给出相应的预防和处理对策关键词：安全壳隔离阀；内漏；原因分析及处理对策

1 概述

M310核电厂单机组有8台安全壳隔离阀，反应堆正常运行时，安全壳换气通风系统

（简称EBA）安全壳隔离阀是关闭的，其主要功能是在LOCA事件中保证安全壳的密封性。

在大修期间，通过打开安全壳隔离阀与外界相连来保证核岛厂房的通风换气需求。虽然EBA

是非安全相关系统，但是EBA安全壳隔离阀属核安全相关设备。

2 阀门结构原理

EBA安全壳隔离阀为国产三偏心蝶阀，由阀体、蝶板、阀轴、阀座及驱动装置等组成，

驱动装置主要由蜗轮蜗杆、轴、齿杆、拨叉、弹簧缸等组成。阀体为静止部件，蝶板通过花

键与阀轴固定连接，阀轴和驱动装置之间用花键连接，阀轴上下两端由轴承支撑。开阀时，

先将执行机构电磁离合器带电，然后逆时针转动手轮驱动蜗杆传动装置，进而带动齿轮齿条

和拔叉机构并压缩弹簧，阀门随之开启；如需关阀则顺时针操作手轮。当电磁离合器断电，

在驱动装置弹簧力作用下，阀瓣将迅速关闭。因此为保证检修人员安全，阀门开启后必须在

驱动装置上安装安全顶杆，防止阀瓣意外关闭伤人。

3 阀门密封原理

EBA安全壳隔离阀采用三偏心结构，保证密封圈只是在关闭位置时才与阀座接触，减少

相对摩擦和磨损。该结构具有开启时能瞬间脱开，关闭时具有越关越紧及磨损补偿的功能，

且能确保密封面周向接触的均匀一致性。

安全壳隔离阀密封副结构如下图1所示，阀门关闭时，阀座密封面A与阀瓣密封圈的外

锥面接触形成密封副，驱动装置输出扭矩使密封副之间形成一定的密封比压，从而实现密封。在关闭位置，随着介质压力升高，密封副的比压也相应升高，从而保证了阀门的密封性能。

核电厂安全壳机械贯穿件密封性试验

发表时间：2019-05-20T10:35:45.563Z 来源：《电力设备》2018年第34期作者：陈永生陈晓飞

[导读] 摘要：核电厂核岛机械贯穿件是壳内连通壳外的通道，安全壳贯穿件阀门及管道的密封性能直接影响到壳内放射性物质向壳外的泄露。

（国核电站运行服务技术有限公司上海 200233）

摘要：核电厂核岛机械贯穿件是壳内连通壳外的通道，安全壳贯穿件阀门及管道的密封性能直接影响到壳内放射性物质向壳外的泄露。因此，安全壳机械贯穿件阀门密封性试验至关重要。结合三代核电AP1000机组及二代机组贯穿件的阀门密封性试验介绍该类试验的实施原理和方法。本方法的有效实施将很好的检验安全壳的泄漏率及安全性能，对其他行业类似密封性试验也有很好的借鉴意义。

关键词：核电厂；安全壳；泄漏率；贯穿件；密封性试验

引言：

安全壳是防止核电厂核反应堆厂房一旦出现严重的事故时放射性物质逸出的最重要密闭屏障。安全壳工艺系统贯穿件（又称机械贯穿件）是设置在安全壳筒体并贯穿壳内壳外的通道。

对于安全壳密封性能试验，世界上有核电的国家明确规定：核电站建成装料前须进行初次密封性试验，反应堆运行寿期内须进行定期试验，以检验施工质量及评价失水事故时泄漏的风险，并保证泄漏率在容许限值以内；安全壳泄漏率试验在核电站投运之前的调试期和投运之后的在役期定期进行，通过对结构及附件性能的检验，检查密封性能是否符合设计要求，若不符合，应依此决定对其进行必要的修补。

概述：

安全壳系统的密封性试验分为A，B，C三类，其中A类试验为安全壳整体的结构性试验；B类试验包括人员闸门，设备闸门以及电气类贯穿件和燃料转运通道等的密封性试验；C类试验为安全壳机械贯穿件（主要涉及阀门及管道）的密封性试验。本文主要涉及C类密封性试验。

PCS系统安全壳喷淋隔离阀维修可执行性分析

一、维修目的

PCS系统安全壳喷淋隔离阀在工业生产中扮演着非常重要的角色，它的主要作用是在

生产过程中对系统进行隔离，并在必要时进行喷淋或冷却操作。一旦PCS系统安全壳喷淋

隔离阀出现故障，就会对生产过程造成严重影响，甚至对生产安全产生严重威胁。对PCS

系统安全壳喷淋隔离阀进行维修具有非常重要的意义。

二、维修内容

1. 检查PCS系统安全壳喷淋隔离阀的工作状态，包括阀门开关情况、密封性能、喷淋功能、冷却功能等，对出现的问题进行记录和分析。

2. 对PCS系统安全壳喷淋隔离阀进行拆卸，清洗阀体内部及阀门表面的杂质和污垢，保证阀门的正常运行。

3. 对PCS系统安全壳喷淋隔离阀的密封件进行检查，如有损坏需及时更换，确保密封性能良好。

4. 对PCS系统安全壳喷淋隔离阀的喷淋和冷却系统进行检查，确保喷嘴通畅，泵站正常运行，喷淋和冷却效果良好。

5. 对PCS系统安全壳喷淋隔离阀进行调试和试运行，确保维修后的阀门正常工作。

三、维修可行性分析

1. 维修条件

对PCS系统安全壳喷淋隔离阀进行维修需要具备一定的维修条件，包括工作场所、维

修设备、维修工具和维修人员等。要有一个干净、通风良好的工作场所，保证维修环境卫

生和安全。需要准备适当的维修设备，如起重设备、检测设备等，以便于对PCS系统安全

壳喷淋隔离阀进行拆卸和检修。还需要准备相应的维修工具，如扳手、起重索具、清洁工

具等，以便于进行维修操作。需要有一支技术过硬的维修团队，他们熟悉PCS系统安全壳

喷淋隔离阀的工作原理和维修方法，能够熟练操作维修设备和工具，确保维修工作的顺利

田湾核电站安全壳机械贯穿件隔离阀密封性试验

田湾核电站安全壳机械贯穿件隔离阀密封性试验
张冰，付小军，魏建军，朱金雄，管玉峰
（中核集团江苏核电有限公司，江苏连云港２２２０４２）
［摘要］对田湾核电站一期工程２台机组安全壳机械贯穿件的试验原理、要求、周期、压力及验收准则等方面进行了介绍，同时结合具体试验情况对气法和水法两种试验方法进行了说明，并进行了比较。从避免跑冒滴漏以及减少放射性废水产生量的角度，建议机械贯穿件密封性试验主要使用气法进行。
［关键词］田湾核电站；安全壳；机械贯穿件；隔离阀；密封试验［中图分类号］ＴＭ６２３［文献标识码］Ｂ［文章编号］１６７２－９９４３ｆ２０１４）０２＿Ｏ１１９一Ｏ３
１概述
田湾核电站１、２号机组安全壳设计为双层安全壳结构，其中内安全壳为主要密封边界，外安全壳作为辅助密封边界。内安全壳设计压力为０．３９ＭＰａ，在发生失水事故（以下称ＬＯＣＡ）事故状态下，安全壳可确保压力０．３９ＭＰａ、温度可达１５０℃的蒸汽空气混合物，２４ｈ内的气体泄漏率不超过安全壳自由容积的０．２％。而外安全壳作为辅助密封边界，与内安全壳的外壁共同形成一个环行空间，环行空间的主要作用是在事故情况下包容从内安全壳泄漏出来的放射性物质。

“华龙一号”安全壳试验典型问题分析与总结

“华龙一号”安全壳试验典型问题分析

与总结

摘要:“华龙一号”反应堆厂房采用双层安全壳结构，外壳能抵御外部飞射物撞击，内

壳能包容放射性物质外泄，同时拥有更大的自由容积和更高的抗震等级，新增的事故缓解设

施对安全壳的安全性能有很大提升。“华龙一号”首堆工程安全壳试验周期较单层安全壳有

大幅增加，试验过程中发现了部分问题，通过有效的管理提升和技术改进可以在今后工作中

避免同类问题重复发生，对同类项目的实施有较好的借鉴意义。本文从双层安全壳试验中发

现的典型问题出发，深入分析问题产生的原因，并结合实际工作经验给予一些优化建议。

关键字：华龙一号；双层安全壳；安全壳试验；典型问题；优化

1.概述

华龙一号反应堆厂房采用双层安全壳结构型式，内层安全壳作为防止放射性

物质泄漏的第三道屏障，采用混凝土包容钢内衬，并通过钢束施加预应力，确保

事故工况下具备足够的强度[1]。内层安全壳整体性试验主要包含C类试验（安全

壳隔离阀密封性试验）、B类试验（设备闸门、人员闸门、燃料转运通道、电气

贯穿件等密封性试验）和A类试验（安全壳整体泄漏率试验、安全壳结构试验）。

1.安全壳试验典型问题分析

2.1 C类试验中发生的问题与解析

1) 问题描述：

某核电机组安全注入系统（RSI）C类试验[2]恢复过程中，工作负责人及工作

组成员持工作票在R522房间执行RCS222VP止回阀顶死装置拆除工作。拆除顶死

装置过程中，工作人员左手扶住顶块，右手缓慢旋松顶死装置螺母，松掉大约2

个螺距后，观察2分钟未发现RCS222VP阀后有水和气排出，随后继续缓慢完全

核电厂主蒸汽安全阀维修工艺优化

摘要：针对Si9507H型安全阀的泄漏问题，以某核电厂1号机组热试期间的泄漏安全阀为例，跟踪其处理过程，总结引起泄漏的影响因素，并针对性地制定出该

类型主蒸汽安全阀维修工艺的优化改进措施，以消除在机组功率运行期间的泄漏

现象。

关键词核电厂；主蒸汽安全阀；泄漏；工艺优化

近几年来随着国内核电的发展，某些新建核电机组采用了大量Si9507H型安全阀作为二

回路主蒸汽安全阀，但在工程建设热试阶段及机组功率运行期间，部分主蒸汽安全阀出现了

泄漏现象（安全阀出口温度异常升高，且排放管线出口有蒸汽逸出）。以某核电厂1号机组

为例，其工程建设热试阶段，21个该类型的安全阀中有12个出现了不同程度的泄漏，其中

有3个在主蒸汽系统压力低于运行压力（68bar，1 bar=105 Pa，表压，下同）时仍存在泄漏

现象。因此，有必要对该阀门缺陷进行梳理，并进行相应的优化。

1 系统及设备简介

核电厂主蒸汽系统的功能是将蒸汽发生器产生的主蒸汽输送到汽轮机、汽水分离再热器、主给水气动泵小汽轮机、辅助蒸汽转换器等设备；与主给水系统和辅助给水系统配合，在电

厂正常运行工况及事故工况下排出一回路所产生的热量，并向反应堆保护系统提供主蒸汽压

力和流量信号。

主蒸汽管道连接在蒸汽发生器上部，穿出安全壳后经主蒸汽隔离阀管廊进入汽轮机厂房。而主蒸汽安全阀则位于主蒸汽管道上，为蒸汽发生器和蒸汽管线的二次侧提供超压保护，其

辅助功能还包括：排出能量以防止一回路超压和过热；限制蒸汽释放数量和速度以防止堆芯

过冷。某核电厂机组的运行规范要求如下：

核电站安全壳性能试验设计

安壳．
上端支架
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图１试验组织结构图２１２工机具及试验设备．．
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（）新版调试规程与质保大纲。１最
关键词：电站安全壳；度试验；封性试验；计核强密设
１试验目的与概述
１１目的．
序号测试项目
表１工机具及试验设备清单
测量仪表铅垂线１变位技术指标精度：．５ｉｍｏ１ｌＴ
５
温度
振弦式温度计量程：２￣＋０℃，一０８精度：．Ｓ分辨 ±Ｏ１％Ｆ，
率：．～１０５．０℃
安全壳性能试验包括安全壳强度试验和安全壳密封性试验。其中，安全壳密封性试验又分为安全壳整体密封性试验和局部泄漏试验，全壳整体密封性试验又称Ａ类试验，过测量安全壳安通及其的总体泄漏率来检查安全壳的密封性能局部泄漏试验又分为Ｂ类试验和Ｃ类试验。Ｂ类试验是对贯穿件安全壳压力边界的