黃燕 鄧豐 余平 李煥鳴 周永
【摘 要】本文比較和總結了現(xiàn)有國內外同類核電廠穩(wěn)壓器的設計技術,分析了關于百萬千瓦級核電廠穩(wěn)壓器自主化結構設計的主要技術,該設計技術可直接應用于后續(xù)百萬千瓦級核電站穩(wěn)壓器的設計,對于三代核電技術研發(fā)和新堆型穩(wěn)壓器研發(fā)具有重要意義。
【關鍵詞】穩(wěn)壓器;自主化設計;結構優(yōu)化
0 概述
穩(wěn)壓器是核電廠反應堆冷卻劑(RCP)系統(tǒng)的重要設備,對核電廠的一回路系統(tǒng)的正常運行和安全起著至關重要的作用。穩(wěn)壓器的主要功能包括:1)在穩(wěn)態(tài)運行時,維持RCP系統(tǒng)壓力,防止堆芯冷卻劑汽化;2)在正常功率變化及中、小事故工況下,將RCP系統(tǒng)的壓力變化控制在允許范圍,保護電廠安全,避免發(fā)生緊急停堆;3)當RCP系統(tǒng)壓力超過穩(wěn)壓器安全閥整定值時,安全閥自動開啟排放蒸汽,使RCP系統(tǒng)卸壓;4)作為RCP系統(tǒng)冷卻劑的緩沖箱,補償RCP系統(tǒng)水容積的變化。
以前國內百萬千瓦核電廠穩(wěn)壓器設計的主要核心技術掌握在外國公司手中,為響應國家核電發(fā)展戰(zhàn)略提出的提高我國核電站設計建造自主化和國產化水平要求,進而開展了百萬千瓦級核電廠穩(wěn)壓器的自主化設計技術研究。現(xiàn)國內百萬千瓦級核電廠穩(wěn)壓器自主化設計技術已成功應用于我國“十一五”期間首個批準開工建設的二代改進型百萬千瓦級核電項目,該項目也是我國首次開展百萬千瓦核電機組標準化、規(guī)?;ㄔO的核電項目,在國家核電發(fā)展中具有承上啟下的作用。
1 穩(wěn)壓器主要結構
該穩(wěn)壓器采用立式圓筒形結構,見圖1所示,包括以下主要部件:上封頭組件、筒體組件、下封頭組件、裙座組件等。上封頭上設置有一個人孔座、3個安全閥閥門接管嘴、一個先導式安全閥壓力信號箱接管嘴和一個噴霧接管嘴。筒體組件包括三節(jié)筒體(上部筒體、中部筒體和下部筒體)和電加熱元件上支撐板及儀表接管等。下封頭中心設置有一個波動接管嘴,接管內裝有防熱沖擊套管,在下封頭底部,以同心圓的排列方式、立式安裝有三圈直接浸沒式的電加熱元件,并設置了電加熱元件下支撐板。裙座組件與穩(wěn)壓器下封頭焊接,從而實現(xiàn)對穩(wěn)壓器本體的支撐作用。
2 國內外同類技術比較分析
2.1 與國內同類技術比較
2.1.1 設計規(guī)范比較
與國內建造較早(20世紀90年代初)的壓水堆核電廠中穩(wěn)壓器設計相比較,當時穩(wěn)壓器的設計主要參照舊版本的ASME規(guī)范和RCC-M規(guī)范進行設計,而本穩(wěn)壓器采用得RCC-M(2000版+2002補遺)進行設計。新版本的標準引入大量的經(jīng)驗反饋和新的技術進步,對設計要求更為合理、完善和先進,譬如對16MND5鋼板的雜質元素S、P的含量控制更嚴格,增加了高溫拉伸中的抗拉強度的考核指標等。
2.1.2 結構設計比較
本穩(wěn)壓器的容積相對于較早設計的核電廠穩(wěn)壓器有所增加,但總重卻相當。這是通過優(yōu)化設計,減少封頭壁厚來實現(xiàn)的。較早設計的核電廠穩(wěn)壓器均采用與筒體等壁厚的封頭,而根據(jù)壓力容器壁厚理論計算公式,在壓力和尺寸相同的情況下,球形封頭中的一次薄膜應力僅為圓柱形筒體中的一半,故采用與筒體等壁厚的封頭,不僅存在材料的巨大浪費,而且由于本體重量增加,會給土建、安裝等提出了更高的要求。
本穩(wěn)壓器的電加熱元件總功率與較早設計的核電廠穩(wěn)壓器相當,通過提高單根電加熱元件的加熱功率,電加熱元件數(shù)量相對減少。電加熱元件數(shù)量的減少,必然導致貫穿件電加熱元件套管數(shù)量的減少、電加熱元件與套管之間焊縫的減少、電加熱元件套管與穩(wěn)壓器下封頭之間焊縫的減少,上述兩條焊縫為承壓邊界焊縫,要求很高。故減少電加熱元件數(shù)量,就減少了穩(wěn)壓器制造的工作量,降低了制造難度和風險,同時也降低了穩(wěn)壓器在運行過程中失效的風險。
綜上對比分析,本穩(wěn)壓器相比國內同類技術而言,穩(wěn)壓器容積更大,設計標準更新,設計技術更加先進,設備材料更加符合電廠需要,設計結構和制造技術要求更加先進。
2.2 與國外同類技術比較
以前國內核電項目中由某國外公司設計的穩(wěn)壓器采用RCC-M 1993版,而本穩(wěn)壓器采用RCC-M(2000版+2002補遺)進行設計。新版本的標準引入大量的經(jīng)驗反饋和新的技術進步,對設計要求更為合理、完善和先進,譬如對主體材料16MND5鋼板的雜質元素S、P的含量控制更嚴格,增加了高溫拉伸中的抗拉強度的考核指標等。
本穩(wěn)壓器在性能、結構和設計壽命上均與國外同類技術水平相當,在材料選擇上,基于當今的工業(yè)技術水平,提出了更嚴格的要求,有利于提高設備的安全性和可靠性。在設計分析上,反映了新版設計規(guī)范的要求和新的技術進步,進一步提高了設計的可靠性。
3 主要設計技術分析
穩(wěn)壓器的設計難度比較大,需要綜合考慮電廠總體要求,包括核島土建的需要、系統(tǒng)設計和布置的需要、儀表控制的需要、在役檢查的需要和人員防護的需要,還要考慮設備功能的良好實現(xiàn),設備的安全性,還需為電廠延壽進行綜合考慮等,同時穩(wěn)壓器有其結構特殊性,貫穿件眾多且都為一回路壓力邊界,如何實現(xiàn)貫穿件可靠的安裝,如何評估過冷液液體對穩(wěn)壓器上部結構應力的影響,以及在穩(wěn)壓器在制造過程中,對出現(xiàn)的不符合項如何處理,都是亟待解決的問題,下面針對穩(wěn)壓器結構設計主要技術和難點進行了分析。
3.1 電加熱元件套管安裝設計
由于穩(wěn)壓器的電加熱元件套管數(shù)量眾多,且電加熱元件套管與下封頭內壁堆焊層上的坡口進行焊接,該角焊縫為承壓邊界,為核一級焊縫。為保證該焊縫強度在運行過程中不受電加熱元件的振動或電加熱元件更換時的切割及焊接等操作的影響,需消除加熱元件套管與下封頭孔壁之間的間隙,保證電加熱元件套管與下封頭相對固定,不會發(fā)生相對移動或震動。
部分制造廠采用了機械脹管的工藝,自主化設計中采用了一種冷裝工藝,該工藝是先加工電加熱元件套管孔,電加熱元件套管的外徑根據(jù)孔的實際尺寸配做,保證電加熱元件套管與穩(wěn)壓器下封頭上的開孔之間0.015mm~0.025mm的過盈量。在安裝時,將電加熱元件套管放入液氮中冷卻足夠長時間后,快速穿過穩(wěn)壓器下封頭上的套管孔,通過電加熱元件套管上的定位凸臺對其安裝位置進行定位。待電加熱元件套管溫度上升到室溫后,即可實現(xiàn)電加熱元件套管與下封頭開孔間的過盈配合。
該冷裝工藝不需要特殊裝備(如脹管機),工藝相對簡單,且達到使電加熱元件套管受力均勻的設計目的。
3.2 防熱沖擊套管與安全端焊接設計
在電廠的正常運行過程中,為了降低由波動管或噴淋管線過來的過冷水對穩(wěn)壓器接管嘴部位的熱沖擊,在噴霧接管嘴和波動接管嘴內設置了防熱沖擊套管。防熱沖擊套管與接管嘴安全端所帶凸臺進行焊接,該焊縫一般采用了焊接襯環(huán)(如圖2所示),由于本身結構空間狹小,帶焊接襯環(huán)的設計很容易出現(xiàn)根部和焊縫背面熔合不良,并且返修非常困難?,F(xiàn)設計了一種簡化的焊接結構,取消了一般設計中采用的焊接襯環(huán),并加大焊接坡口一側的坡口角度,采用TIG焊接,單面焊雙面成形,從而在保證質量的前提下,簡化了焊接操作(如圖2所示)。
3.3 穩(wěn)壓器噴霧頭霧化液滴動力和傳熱特性初步分析
為了研究霧化液滴是否會直接噴射到穩(wěn)壓器上部殼體的焊縫(筒體與封頭之間焊縫、筒體與儀表接管嘴之間焊縫)部位,從而影響其力學分析,同時為了初步研究噴霧頭的特性參數(shù)對穩(wěn)壓器噴霧冷凝降壓效率的影響,建立了霧化液滴的動力特性模型和其與穩(wěn)壓器內飽和蒸汽之間的導熱模型,研究了噴霧頭霧化液滴單液滴的動力特性及其與穩(wěn)壓器內飽和蒸汽之間的傳熱特性。
動力特性模型和傳熱模型假定霧化液滴為理想球體,霧化液滴與飽和蒸汽中間的傳熱模型為理想的非穩(wěn)態(tài)導熱模型,建立了動力特性和傳熱特性方程,根據(jù)不同的噴霧角、不同初始速率和不同的霧化液滴尺寸,對液滴的動力特性和導熱特性進行了計算和分析。計算結果表明,霧化液滴的冷凝降壓效率主要由液滴的尺寸決定,液滴的噴射角度及其初始速率影響很小。根據(jù)給定噴射角,霧化液滴直接噴射到筒體與封頭之間焊縫和筒體與儀表接管嘴之間焊縫部位的概率很小,在應力分析中可不予考慮。穩(wěn)壓器內由噴霧頭噴射的不同尺寸液滴的動力學特性如圖3所示。
4 結束語
百萬千瓦級核電廠穩(wěn)壓器自主化結構設計過程中,對設備結構和分析方法進行了優(yōu)化,改進了貫穿件的安裝方法,優(yōu)化了防熱沖擊套管與安全端的焊接結構,除此之外,還對力學分析軟件的內置模塊進行了優(yōu)化,設計成果和設計分析方法居國內領先,各項性能指標達到國際同類先進水平。
該穩(wěn)壓器設計技術可直接應用于后續(xù)百萬千瓦級核電站穩(wěn)壓器的設計,還可用于我國自主化三代核電穩(wěn)壓器技術的研發(fā)以及新堆型穩(wěn)壓器設計的研發(fā),對于行業(yè)的技術發(fā)展和用于核電出口等具有重要意義。
【參考文獻】
[1]鄧豐,何勁松,黃燕,等.穩(wěn)壓器霧化液滴動力和傳熱特性數(shù)值分析[J].核動力工程,2013(34.S1):136-140.
[責任編輯:楊玉潔]