核电厂蒸发器二次侧水压试验的工艺改进和装置研发

核电厂蒸发器二次侧水压试验的工艺改进和装置研发

发表时间：2018-08-21T13:06:21.110Z 来源：《电力设备》2018年第13期作者：刘伯欢程钢陆自立王昊穆宁波

[导读] 摘要:本文介绍了压水堆核电厂蒸汽发生器（SG）二次侧水压试验的工艺改进和装置研发内容。

(中广核核电运营有限公司)

摘要:本文介绍了压水堆核电厂蒸汽发生器（SG）二次侧水压试验的工艺改进和装置研发内容。通过历史大修SG二次侧水压试验方案、经验反馈和工期数据的研究及不间歇式加热理论计算分析，提出了2台SG联合试验和小循环加热SG等工艺改进方法，并成功应用于公司相关科研项目的工艺设计和装置研发中。

关键词:蒸汽发生器（SG）；水压试验；工艺改进；装置研发

蒸汽发生器（SG）二次侧水压试验是法国压水堆核岛机械设备在役检查规则（RSE-M）的法定项目，被列为压水堆核电厂大修次关键路径工作，属国家核安全局实施监督项，是评估主二回路承压和密封能力的重要试验。以中广核改进型三环路压水堆（CPR1000）机组SG为例，试验用于验证SG二次侧以及相连系统[包括主蒸汽系统(VVP)、主给水流量控制系统(ARE）、辅助给水系统(ASG）、化学试剂注射系统(SIR）、SG排污系统(APG）]等管线，在试验压力为102 bar（1bar=105Pa，表压，下同）、金属温度为35～60℃下的系统承压能力和边界密封性能，表明在本次试验结束到下次试验实施之前的这段时间里SG二次侧承压边界在正常运行和设计的事故工况下是安全的，是满足核安全法规的[1]。

历史核电大修数据显示目前SG二次侧水压试验的现状是3台SG逐台试验，在役试验工期约7～10d，工期冗长或滞后会给试验的质量和安全要求带来影响，本文通过对这一问题进行分析，提出 SG二次侧水压试验的工艺改进方法并进行装置研发以提升整体试验效率，为避免路径工作变化带来的工期压力影响项目安全和质量要求。

1历史试验工艺

SG二次侧水压试验主要包括加热、充水和升降压三个主要工序，同时在试验过程中进行SG金属温度测量、管板密封焊视频监视和总泄漏率计算，以确保设备材料性能、承压能力和边界密封性能均满足技术要求，以下以SG1（1号SG）的水压试验实施过程进行描述，试验原理图如下图1。

图1 历史SG二次侧水压试验原理图

1.1 试验准备

（1）安装温度测量部件。一次侧两个水室分别距离隔板和筒体200 mm范围[2]内管板上安装温度探头T1和T2，二次侧手孔和人孔分别安装温度探头T3和T4，用于监测SG金属温度。

（2）准备视频监视设备。一次侧两个水室外准备视频摄像设备，用于在设计压力和试验压力平台保压时监视管板密封焊是否有泄漏情况。

（3）布置充水加热打压装置，完成试验装置机电仪联合调试。

（4）锁定核岛RX厂房(反应堆厂房)内VVP系统主蒸汽管线的恒力吊架和弹簧支撑，避免管道满水时支架过载。

（5）安装试验用仪表和临时设施。

1.2 加热过程：

首先将ASG001BA的水加热至55℃以上，然后注入加热器水箱并启动加热器开始加热至（88±1）℃，接着利用充水泵将88℃左右的热水充入SG1二次侧进行SG管板和筒体预热。持续将ASG001BA水箱的水注入至加热器进行加热并充入SG1二次侧，并通过APG系统进行排水保持管板以上水位高度为（1±0.1）m，水位高度由临时ARE水位计监测，反复充加热器热好的88℃左右热水和排经热传递冷却的SG1二次侧水约20次左右，直至管板温度上升至43℃以上，且手眼孔温度均高于43℃。

1.3 充水排气：

将ASG001BA水箱55℃左右的水直接用85m³/h的充水泵经ASG024VD注入SG1二次侧，用ARE临时液位计监视水位上升，注水同时用SIR系统注入化学保养药剂，经过阀门VVP174VV，GCT128/130VV和VVP601VV进行充水排气，当临时液位计水位超过GCT128/130VV 时可切换至补水泵（15m³/h）进行充水排气，完成后在VVP174VV下游的法兰处安装安全阀。

1.4 升压准备：

再次核实水压试验边界，确认ARE/ASG/REN/APG系统双重隔离，VVP/SIR系统单道隔离，查漏管线和通道通畅，检查试验边界内的VVP/ARE/ASG系统仪表二次阀关闭，仪表退出运行。

1.5 加压过程：

（1）启动流量为6m³/h试验泵，将SG1二次侧压力升至3 bar。

（2）若泄漏率可接受继续按照＜4bar/min的升压速率将试验压力升至72bar，通知机械进行安全阀锁定，完成后继续升压至设计压力

85bar，保压至少30min，进行泄漏率计算和边界检查。

（3）若检查合格继续升压至试验压力102bar，保压至少1H，执行泄漏率计算和边界检查。

泄漏率计算和相关检查工作如下：①SG1本体目视检查确认未变形和焊缝无渗漏；②人孔、手孔和眼孔法兰密封面目视检查完成确认无渗漏；③SG1一次侧冷热水室管板和U型管束密封焊无渗漏，利用操作摄像设备进出一次侧水室对管板密封焊缝进行检查；④检查试验边界内阀门和管道无渗漏；⑤执行泄漏率计算＜230L/h（RSE-M规范值）[3]；⑥SG金属温度高于35℃。

1.6 泄压排水：

检查完成后，打开泄压阀降压，降压速率＜4 bar/min，并在压力为85 bar和72 bar平台进行边界相关检查和安全阀解除锁定，然后缓慢降压至大气压。打开SG顶部排气阀，通过APG排污管线排水至化学保养液位，后续进行系统恢复。

2 工艺改进分析

根据历史大修的试验总结和工期数据分析，作为次关键路径的SG水压试验工作因在役维修影响而排上关键路径的可能性相当高，因此对当前试验工艺进行改进，获得更大的工期和安全裕度尤为必要。列举大亚湾核电基地的2个机组大修SG二次侧水压试验的工序工期统计数据见表1。

由表1可知：

（1）加热时间占用了加热充水打压三项主要工序近2/3的时间，若遇到加热温度达到技术要求后因射线工作人员清场影响不能进行充水和升压工作，加热时间将进一步延长，

（2）一台机组3个SG试验基本是串行或间隔进行，偶尔因试验困难导致2台SG部分工序重叠进行，但由于旧试验装置的工艺限制无法做到并行实施。

因此试验工艺的主要改进方向是SG本体加热工艺改进和2台SG联合试验技术研究。

2.1 SG加热工艺改进

2.1.1 充排式加热数据研究

经过项目多次实施的数据统计发现，每台SG进行原方案的充排（间歇式）式加热平均约20次，每次约36 min，加热器累计加热时间约12 h，但是表1显示每台SG的平均加热工期为22.75 h，即在每台SG二次侧水压试验的充排加热过程中加热器有近10 h属于待工状态，仅12 h为有效加热时间。且充排加热方式使大量的热水直接通过APG管线排掉造成热量浪费，因此考虑循环式即不间歇式加热和2台同时加热等能够有效利用加热器的功率。

2.1.2 循环式加热工艺计算

根据充排加热经验建立循环加热模型如下：加热前从ASG001BA取50℃左右的水，分别充入SG二次侧20 m³、加热水箱8 m³和循环管道2 m³，合计30 m³水通过循环系统和加热器进行循环加热，使SG管板温度由20℃加热至45℃，加热过程中循环水温度不超过90℃。

水压试验装置加热器的功率P=400 kW（加热器总功率为600 kW，200 kW备用）理论上主要用于加热循环水，一方面用于抵消SG温度上升吸引水的热量，一方面用于循环水的升温。包括：

（1）补偿循环水热对流损失，贯穿整台SG的金属加热过程，持续至管板金属温度满足试验要求；

（2）加热循环水至约90℃，加热过程前期该部分功率满功率运行，后期水温达到后降功率或为0。

（以CPR1000机组为例，SG和热力学相关参数见表2。

分析SG的结构可发现管板最厚，其加热难度最大，因此若管板温度达到试验要求则SG其他部位温度满足要求，以下工艺计算以管板温度和加热时间进行分析。

首先定义补偿循环水热对流损失功率为P1，加热循环水至目标温度功率为P2。其中P1= S换×K×△T，P2=400-P1，△T为循环水温度与SG金属温度的差值，此值为变化值，保守假定按△T =40℃进行计算，则：P1=40.73×40×40≈65 kW，P2=335 kW。

其次进行管板升温速度计算如下[5]：

故有：