三门核电反应堆压力容器 O型环密封结构维修可靠性分析

三门核电反应堆压力容器 O型环密封结构维修可靠性分析

发表时间：2019-07-24T10:00:38.390Z 来源：《基层建设》2019年第9期作者：李益

[导读] 摘要：三门核电反应堆压力容器采用双道金属O型环密封结构，在机组换料大修时需对其进行O型环更换、密封面（槽）检查维护等维修作业，对维持反应堆压力容器密封性能乃至一回路压力边界的安全性至关重要。

三门核电有限公司浙江 317112

摘要：三门核电反应堆压力容器采用双道金属O型环密封结构，在机组换料大修时需对其进行O型环更换、密封面（槽）检查维护等维修作业，对维持反应堆压力容器密封性能乃至一回路压力边界的安全性至关重要。本文结合反应堆检修工艺和流程，分析了O型环材质性能、O型环槽结构、密封比压以及作业过程中的操作失误和异物控制等影响O型环密封结构维修可靠性的因素，并从规范操作、加强防异物管理、采用密封面保护措施、优化检查清洗工艺流程、使用合理的消缺工艺等方面提出控制措施，以提高维修可靠性。

关键词：反应堆压力容器；O型环密封；维修可靠性

1.引言

核电厂反应堆压力容器用来固定和包容堆芯、堆内构件，将核燃料的链式裂变反应限制在一个密封的金属壳内进行，其完整性直接关系到反应堆的正常运行和使用寿命。由于高温、高压、高放射性的特点，以及在安装、调试、运行、大修等过程中操作不当、异物、接触水质、设计或其他不确定因素，使密封结构受损、腐蚀。受到辐射防护、动火、工期、成本等因素影响，密封结构的现场修复难度较大。

2.O型环密封结构简述和原理分析

2.1 结构简述

如图1所示，反应堆压力容器通过两道自紧式O型环密封，限制一回路冷却剂的泄漏。顶盖法兰面加工有两道矩形O型环槽，安装表面抛光镀银的镍铬铁合金O型环。

图1 双道O型环密封结构

1-内O型环；2-外O型环；3-定位片；4-定位螺钉；5-螺钉过渡套

2.2 O型环密封原理和特点分析

O型环的密封机理是由O型环在一定压扁度下的反力和回弹量予以保证，回弹量补偿法兰面因内压与升、降温造成的轴向分离量，反力则提供对环向内压渗流的阻力[2]。反应堆压力容器的密封主要靠主螺栓预紧载荷压缩0型环，并在密封槽台阶上施加接触载荷获得密封储备，因此O型环的回弹特性和密封比压直接关系到压力容器的密封安全可靠性。

3.O型环密封性能的影响因素分析

3.1 材质和结构因素

3.1.1 O型环材质性能因素

三门核电反应堆压力容器内外O型环直径分别为4002.3mm和4084.8mm，采用Inconel718合金材质、Ф12.7×1.27mm的无缝管弯制，外表镀银层厚0.15-0.23mm，运输或安装时容易受力不均导致形变或镀银层磨损，从而导致密封性失效。

O型环是一种自动双向作用的密封元件，其自身的初始密封能力由压力容器扣盖时的预紧力赋予，随着系统压力、温度、放射性等环境因素的影响，密封能力在本身材质性能范围内不断变化：

温度。反应堆压力容器功率运行时外表面设计温度343℃，最大升温和冷却速率为每小时55.6℃。国内相关研究对常温和300℃下的Inconel718（Ф12.7×1.27mm）合金管材进行了压扁-回弹试验，300℃时的回弹量比常温时下降10%，且不同加温方式和速率对回弹量影响差别明显。

压扁度。随着压扁度的增加，Inconel718合金O型环的回弹量也随之变化，压扁度与回弹量之间近似呈抛物线关系[1]。

疲劳损伤。反应堆的堆功率需要配合电网负荷的波动和频率进行调整，使压力容器的内压和温度产生波动，从而导致O型环承受循环变化载荷和循环温度变化的作用。随着循环次数的增加，金属O型环将发生疲劳损伤而导致密封性能降低。

3.1.2 O型环槽结构因素

腐蚀是影响压力容器密封性能的一个关键因素，而O型环槽的结构给氧气和杂质提供了积累空间。国内某核电在冷态和热态试验后，1991年4月开盖检查，发现密封面存在数十处点状腐蚀，几乎都位于与一回路冷却剂直接接触的内侧O型环区域。根据分析，可能是冷、热态试验期间发生泄漏，内O型环与密封面之间缝隙死角区积水，试验后没及时开盖检查和清洁，使积水逐步积聚可能包含氯离子的杂质，以致达到相当于电解质或腐蚀介质的水平，加上初装水中微量气体氧进入该区域，导致了局部电化学腐蚀的发生[3]。

而在三门核电反应堆压力容器制造和出厂水压试验过程中，针对O型环密封结构增加密封面倾角的设计。现行国内核电的反应堆压力容器顶盖法兰密封面大都采取了增加密封面倾角的优化设计，以增加法兰密封性能。如图2所示，三门核电反应堆压力容器顶盖密封面倾角为0.5°±0.1°。

图2 增加密封面倾角的优化设计

影响分析：顶盖增加密封面倾角后，内外O型环中心向外的密封区域的上下法兰之间间隙增加，可能进入杂质和空气，腐蚀风险增加。

3.2 影响密封比压的因素

主螺栓拉伸加载不当，如加载顺序不合理、未遵守对称均匀加载原则、拉伸量不均匀等，都可能导致螺栓载荷不均匀，影响O型环结构整体密封性能，最终造成局部渗漏。

3.3 维修作业中产生缺陷的因素

通过对反应堆本体检修工艺进行分析和整理，可能对O型环密封结构造成机械损伤的维修作业和操作主要包括O型环安装、扣盖、堆内构件吊装、装卸料、压力容器内部检查以及其他在压力容器上方的吊装操作。

4.提高O型环密封结构维修可靠性的措施

反应堆O型环密封结构相关维修作业具有重要性高、温度高、辐射和放射性沾污风险高、工期紧等特点，对O型环密封结构的维修可靠

性控制措施主要以检查、维护以及防护为主，修复为辅。

4.1 操作改进

4.1.1 O型环安装控制

顶盖吊装前，需完成新O型环的安装。由于设计的优化，三门核电反应堆压力容器O型环的安装与国内其他核电有以下不同：

如图1所示，顶盖O型环槽的定位螺孔中安装有定位螺钉过渡套，过渡套的突出部分与定位片的安装凹槽的底部齐平，避免定位螺钉过度旋紧使O型环局部受力不均而变形，影响密封性能。

顶盖存放架设计有O型环暂存槽，在顶盖就位到存放架之前，新O型环已就位于暂存槽，顶盖无须在安装新O型环时被吊起，减少了环吊的作业量和起重风险。

顶盖存放架设计有16个O型环临时支架。当O型环安装需要临时中止，可用于临时支撑O型环。

4.1.2 主螺栓拉伸预紧控制

主螺栓的拉伸加载直接影响到O型环的密封比压，为满足“均匀、对称”的原则，确保压力容器整体密封性，三门核电舍弃美国核电普遍的“局部加载—整体一步到位”的加载方式，采用保守的整体分段式加载。三台拉伸机按照120°角对称原则进行拉伸，分成三个阶段，每个阶段拉伸15次。

4.1.3 异物控制

将换料水池和换料平台上压力容器顶盖临时存放区域设为永久封闭的防异物隔离区，只留一个出入口，作业时有独立监督员负责人员和物项进出检查和管理。作业人员在该区域作业时严格遵守防异物管理规定。

4.2 密封面保护措施

4.2.1 反应堆临时罩盖

在不需要对反应堆压力容器内部进行作业时，如低低水位期间，设计防异物临时罩盖封盖压力容器，防止异物落入堆芯，有效遮盖O型环密封面，避免异物坠落砸伤密封面。

4.2.2 密封面保护环设计

设计改造堆内构件吊具，增加保护环起重螺杆，通过手动机械操作将起重螺杆连接到保护环连接孔里并固定，使保护环通过堆内构件吊具安装和拆卸，在堆芯裸露期间保护密封面。

4.3 检查及缺陷处理

4.3.1 清洗检查工艺优化

低低水位阶段，对顶盖密封面进行人工清洗检查，尤其关注密封槽与O型环之间容易积累杂质的角落。通过目视检查和测量，判断密封面划痕和腐蚀点是否大于0.003in[0.076mm]，以确定修复方式。

压力容器扣盖阶段，因未配置屏蔽套筒，顶盖未就位前换料水池中放射性剂量过高，不适合人员长时间作业，现阶段规划在顶盖吊装至筒体法兰面上方200mm时对筒体密封面进行清洗、目视检查和维护。此时为大修扣盖关键点，清洗检查工作存在辐射剂量大、异物危害严重、作业风险高，如发现筒体法兰密封面需要另行消缺，此时没有进度裕量，只能延后扣盖，延长关键路径上的工期，风险系数倍增。

针对以上问题，设计开发用于清洗检查法兰密封面的专用工具，由1个可无线遥控的清洗小车和1个控制台组成。清洗小车结构简单、紧凑，由蓄电池驱动，能自动按照设定的轨道路线环绕法兰密封面行走。小车两侧装有靠背轮，避免小车偏离预定轨道坠入压力容器内，造成异物事件。小车上装配一个自备电源的电动滚筒式擦洗装置，含擦拭和吸尘功能，小车尾部可装配清洗垫以清除行走痕迹。清洗小车上装配一个高清彩色摄像机、照明系统和发信器，拍摄的视频通过发信器传送到控制台，维修人员可在换料平台辐射剂量较小的区域通过控制台上的屏幕观察法兰面。密封面清洁检查作业可在装料完成且换料水池高跨水排空后立即进行，将误点风险降到最低。

4.3.2 缺陷处理

O型环接触的顶盖密封槽底部和压力容器筒体法兰接触面是真正起到密封效果的密封面。当划痕深度小于0.003in[0.076mm]，使用金相砂纸对顶盖O型环槽的密封面和压力容器筒体法兰密封面的划痕进行修复，恢复其光滑表面。砂纸修复应该沿圆周方向进行。禁止使用粗糙砂纸，避免造成密封面粗糙或磨掉过多堆焊层。

5.结论

影响O型密封结构维修可靠性的因素主要包括O型环材质性能、O型环槽结构、密封比压以及作业过程中的操作失误和异物控制等；

采取规范O型环安装和螺栓预紧等相关操作、加强防异物管理、采用密封面保护措施、优化检查清洗工艺流程、使用合理的消缺工艺等措施可有效提高其维修可靠性。

参考文献：

[1]叶裕明.反应堆材料与密封元件的塑性与疲劳行为研究［J］.西安：西南交通大学，2005

[2]廖家麒，贺寅彪.反应堆压力容器密封性能分析及结构优化设计［J］.机械工程师，2013（6）：13-14

[3]陆传根，林兴华.核电站反应堆压力容器法兰密封面腐蚀机理的分析［J］，压力容器，2004，21（6）：41-43

作者简介：李益（1985.8—），男，三门核电有限公司，浙江舟山，哈尔滨工程大学核工程与核技术专业学士学位，现从事核电维修领域工作。