堆芯热电偶密封结构失效机理分析

2013-12-16 08:37:52
中国核电 2013年3期
关键词:碟形导柱密封环

李 涛

(中核核电运行管理有限公司,浙江 海盐 314300)

压水堆核电厂是在高温、高压的系统条件下,利用核燃料裂变反应释放出的大量热能来进行发电的。核裂变在释放热能的同时还产生大量的放射性裂变产物和活化产物,为了防止放射性物质外泄,压水堆核电厂在设计中设有三道安全屏障,即燃料组件包壳、一回路压力边界和反应堆厂房安全壳。

在核电厂运行时,为了实时监控堆芯状态,利用堆芯温度测量系统对反应堆堆芯中各指定燃料组件位置的冷却剂温度进行测量,并实时向主控制室进行反馈。因此,堆芯热电偶将从反应堆顶盖上的贯穿件穿出,贯穿件与热电偶导柱之间的密封结构属于一回路压力边界的一部分,其可靠性对于核电站主系统的严密性和安全性具有重要意义。

目前,我国的CNP300、CNP600、M310、CPR1000等压水堆核电厂的堆芯热电偶密封结构基本相同[1-2],热电偶导柱与反应堆顶盖贯穿件之间均采用CONOSEAL密封垫和GRAYLOCK密封环的组合密封结构。根据国内外核电厂的运行经验反馈信息,该类型的密封结构曾发生过多次失效事件。文章以秦山核电站CNP300堆型的堆芯热电偶密封结构为例,对各种失效情况进行分析,并提出相应的处理和改进措施。

1 结构分析

堆芯热电偶为1E级金属铠装电缆,堆芯热电偶(THERMOCOUPLES,简称TC),秦山核电站反应堆堆芯共设置有28根TC,分为A、B两个通道,分别从一根TC导套管中穿入并抵达堆芯上板的设定位置。28根TC导套管分为两束,上部集束固定在两根TC导柱上,两根TC导柱分别安装在上部堆内构件135°侧和315°侧位置上。

反应堆压力容器顶盖安装之后,TC导柱从顶盖贯穿件——TC下杯座中穿出。TC与导套管之间共包括三道不同的密封,这几道密封结构属于核反应堆的压力边界,对堆芯的严密性和安全性具有重要意义:

第一道:TC与TC导套管之间的密封,采用美国世伟洛克(SWAGELOK)管接头进行密封,采用SWAGELOK间隙规可检验接头安装时是否旋紧到位,从而确保密封可靠。

第二道:TC导套管与TC导柱之间的密封,采用钎焊密封,在焊接质量得到保证的情况下,其密封可靠性很高。

第三道:TC导柱与压力容器顶盖贯穿件之间的密封,采用CONOSEAL密封垫和GRAYLOCK密封环的组合密封结构。

根据国内外核电厂的历史运行信息,前两道密封结构运行可靠,但第三道组合密封结构曾经多次发生过密封失效的情况。

CONOSEAL应用于反应堆顶盖贯穿件密封结构中具有安全可靠、拆装便捷等显著特点,泄漏率低于1×10-9mL/s(100年内的总泄漏量低于3 mL),维护和拆装操作简便,工作量和工作强度小,可承受很大的温差和压差变化[3]。

CONOSEAL密封结构和GRAYLOCK密封结构通过TC上杯座联接在一体,两者既相互独立,又相互影响。HALF卡环安装在TC导柱的卡槽中,用以限制顶紧上法兰沿轴向向上移动,起到对整套TC密封结构进行轴向定位的作用。顶紧螺钉通过顶紧上法兰向下压紧顶紧下法兰,顶紧下法兰向下压紧TC上杯座,CONOSEAL密封垫(简称碟形垫片)安装在热电偶导柱与TC上杯座之间,向下的压力使碟形垫片产生足够的弹性变形,达到所需的密封比压,从而实现密封的目的。

GRAYLOCK是一种典型的金属自紧式法兰密封结构,应用于反应堆顶盖贯穿件密封结构中具有密封可靠性高(泄漏率低于10-6mL/s)、结构简单、拆装简便、工作强度小、抗振动性能好、可承受较大压差和温差变化(每小时最高可承受温度变化达160 ℃以上)等显著特点。

GRAYLOCK密封环(简称密封环)安装在TC上杯座和TC下杯座之间,通过HALF卡套固定联接在一起,密封环也因此被夹紧而实现密封的功能。

2 问题描述

在秦山核电站第十一次换料大修中,停堆后发现反应堆顶盖两处热电偶密封结构处有渗漏的硼结晶,并且密封结构附近的顶盖球冠保温层及顶盖表面上也都有渗漏出的硼结晶。根据现场情况判断,在第十一燃料循环运行期间,反应堆顶盖上两处热电偶密封结构发生了一定程度的泄漏,并且漏点应主要在CONOSEAL密封垫上。同时,发现两侧TC下杯座下部、顶盖球冠保温层及顶盖表面上均有渗漏的白色硼酸结晶物。

根据国内外核电厂运行经验反馈信息及现场实际情况,可初步分析得出以下结论:

1)两侧TC密封结构均发生了失效泄漏,导致泄漏的具体原因、部位需进一步确定,并需针对性地制定出处理措施,防止此问题再次发生;

2)因硼酸结晶物具有一定的腐蚀性,本次泄漏的硼酸虽然总量很少,但同样应进一步检查并评估泄漏的硼酸对顶盖上流经表面的腐蚀情况,并针对性地制定出应急处理措施。

3 缺陷分析

根据结构特性和其他核电厂此类密封结构的历史运行情况可知,碟形垫片是TC密封结构发生失效泄漏的主要薄弱环节,同时,密封环也存在一定的失效泄漏的风险。

3.1 碟形垫片

在以往发生过的TC密封结构泄漏的事件中,绝大多数是由于碟形垫片的密封性能失效所致,可以说,碟形垫片是TC密封结构中最易产生泄漏的一个环节,也是我们最需要关注的。一般来说,易造成碟形垫片失效泄漏主要有以下因素:

1)如果顶紧螺钉预紧力矩设定值偏小,将不能保证产生足够的密封比压,如果力矩值过大,垫片除了产生弹性变形外,还将产生部分塑性变形,并且随着运行时间的延长,其弹性降低,对所需密封比压的补偿能力下降,从而在核电厂一个运行周期的后期容易产生泄漏。因此,设定适宜的力矩值、防止垫片过度压缩是保证密封有效性的一个重要因素,如果发生泄漏,应根据情况在必要时重新校核顶紧螺钉的预紧力矩值。

2)在设定顶紧螺钉预紧力矩值时,应充分考虑到摩擦力等因素造成力矩传递的损失,安装时对顶紧螺钉与上法兰、下法兰的各接触面应充分润滑,尽可能减少力矩传递中的损失。根据试验数据,通常情况下,这种力矩损失会达到30%左右。

3)碟形垫片主要靠其自身的回弹能力进行补偿来达到密封的效果,在工作状态下,压力和温度是影响碟形垫片回弹率的重要因素。对于同一碟形垫片,比压越大其回弹率越低,即产生的塑性变形越大。随着温度的上升,碟形垫片的材料弹性模量和屈服极限降低,导致回弹能力降低。TC密封结构是在主系统没有压力的条件下进行组装的,此时顶紧螺钉的预紧力矩虽已达到规定值,但在主系统升温升压过程中,TC导柱可随着上部堆内构件向上微量位移,这样HALF卡环也将随着TC导柱向上微量位移,上法兰与下法兰之间间隙将增大,从而碟形垫片的压缩量减小,各顶紧螺钉的预紧力矩也随之减小,从而造成密封失效泄漏。因此,在主系统没有压力的条件下,TC密封结构在初始安装时各顶紧螺钉的预紧力矩并非系统运行期间保证密封效果所需的力矩值。

4)各顶紧螺钉的拧紧力矩如不均匀,或上、下法兰在安装时不能保证水平且间隙均匀一致,将易造成密封比压不均匀甚至密封线不连续,产生密封失效泄漏。同时,在TC密封结构在组装过程中,如法兰密封面或碟形垫片上粘附有异物,将无法保证密封线完整有效,将易造成密封失效而泄漏。

5)碟形垫片属于易损件,每个运行循环都需更换,碟形垫片的备件质量对于热电偶密封结构的可靠性至关重要。碟形垫片的质量主要通过设计和制造来保证,通常,备件生产厂家提供的备件均已经过了大量的试验验证,每次在使用新的碟形垫片备件之前,应对照备件图纸重点对碟形垫片的厚度、高度、直径等外形尺寸进行复核测量,确保碟形垫片的质量符合设计要求。

3.2 密封环

预紧时,HALF卡套压紧TC上杯座和TC下杯座,使密封环受压产生径向弹性收缩并使环内侧面贴紧。此时,密封环产生一定的弹性变形,建立起初始密封。当介质温度和压力上升时,密封环会向外产生一定的径向扩张,再加上密封环本身的回弹,可保证密封比压不下降。尽管密封环以往极少发生泄漏事件,但根据其结构特点,组装时同样不可大意,通常,影响密封环导致泄漏主要有以下因素:

1)螺母均匀拧紧至规定力矩后,每侧上下两颗螺栓为一组,采用螺母穿钢丝的防松措施。因HALF卡套螺栓为右旋螺纹,则上下两颗螺母之间穿钢丝绳的方向应为倒“S”形,否则在长期运行中由于振动、压差变化、温差变化等将可能造成螺栓松动而泄漏。

2)HALF密封环安装在热电偶管座和杯座之间,如密封面上存在划痕、毛刺等缺陷,或零部件的清洗、润滑达不到要求、密封面上存在异物,都将无法保证密封线完整有效,易造成密封失效而泄漏。

4 改进对策

根据以上分析结果,为消除隐患,应采取针对性的措施加以改进,通常,主要可采取以下措施。

4.1 密封结构各零部件重要尺寸检查和控制

对更换下来的碟形垫片进行检查和测量,并重点对碟形垫片的厚度、高度进行复测。垫片厚度应保持均匀,最大偏差应不超过0.05 mm。碟形垫片在使用一个运行周期之后,因塑性变形其高度值会有一定的减小,如测量发现偏差较大,应及时反馈给备件生产厂家对其材质、性能试验等关键数据重新进行审查。

检查确认备件密封环的两侧密封面无毛刺、划痕、点蚀等缺陷,确保密封线连续、完整。一旦发现密封面存在缺陷,应根据情况对密封面进行研磨或采用对研等方式慎重进行修理。密封环与TC上杯座和TC下杯座的密封面进行配合,不可轻易更换,因此密封环在拆装和存放时要加强保护,以避免造成密封环损伤。

检查确认TC上杯座、TC下杯座和热电偶导柱的密封面无毛刺、划痕、点蚀等缺陷,保证密封线连续、完整。这两个密封面一旦发现存在缺陷,应根据情况对密封面进行研磨或采用对研等方式慎重进行修理(见图1)。因为TC上杯座、TC下杯座及热电偶导柱无法更换,因此在热电偶密封结构组装和解体时,要慎重操作、加强保护。

图1 TC上杯座检查测量Fig.1 Measurement of thermocouple upper seat

对顶紧上法兰和下法兰的平面度进行测量,以确保其平面度满足设计要求,测量时,可在各顶紧螺钉孔附近多选取几个测点(见图2)。同时应重点对顶紧下法兰上与顶紧螺钉头部配合的圆锥孔表面进行检查,确保其表面无毛刺、划痕、点蚀等缺陷。

4.2 密封结构组装工艺控制

安装之前检查、清洁TC上杯座密封面、TC下杯座密封面、密封环、碟形垫片,确认密封面无缺陷后,均匀涂抹水基润滑防咬剂;检查、确认HALF卡套组装可靠,各联接件配合表面均匀涂抹水基润滑防咬剂。

图2 顶紧上法兰测量Fig.2 Measurement of the upper fastening flange

TC密封结构各零部件在拆装过程中应注意防止造成损伤,特别是TC上、下杯座、热电偶导柱等几个关键部位的密封面。各零部件在拆除之后应注意妥善存放和保管,并特别注意对HALF密封环和TC上杯座密封面的保护。组装时,两套密封结构的零部件应区分开,避免混放。尽管两个卡套结构具有互换性,但应注意外侧卡套上的位置标记,避免装反。碟形垫片安装时必须开口向上,不可装反。拧紧HALF卡套螺母时,要始终保持卡套两侧间隙基本相等,可用塞尺同步测量以控制间隙均匀,使密封环四周均匀受力。对顶紧螺钉进行预紧时,要按照一定顺序均匀、分步拧紧,以尽量使碟型垫片均匀受力,保证密封可靠性。

主系统升压过程中进行力矩校验和修正。反应堆冷却剂系统进行冷态严密性试验时,按照规定力矩值重新进行螺栓预紧(包括所有HALF卡套螺栓和顶紧螺钉),并复测确认顶紧法兰之间的间隙在规定范围内。同时对HALF卡套螺栓采取防松锁紧措施。反应堆冷却剂系统进行热停堆状态下的严密性试验时,按照规定力矩值对顶紧螺钉再次进行预紧,并复测确认顶紧法兰之间的间隙在规定范围内。同时对顶紧螺钉采取防松锁紧措施。

4.3 重新评估、确定顶紧螺栓力矩值

如检查发现因碟形垫片密封失效而造成泄漏,根据以上各项检查的情况,可考虑对顶紧螺栓的设定力矩值进行重新评估和试验验证,必要时可对热电偶导柱采取拉拔力测试,以测量得出热电偶导柱向上的位移量H与对应的拉拔力之间的关系,再根据系统运行时的堆芯相关数据进行计算,以重新评估和确定合适的力矩值。

进行拉拔测试时,适宜的时机应是在反应堆顶盖安装完成之后(主螺栓已完成拉伸紧固),可将拉拔装置与热电偶导柱上的HALF卡槽相联接,拉拔装置与上方的电子秤和起重装置依次联接进行拉拔测试。秦山核电站第十一次换料大修期间进行拉拔力测试,根据测试数据进行核算,确定将顶紧螺钉的预紧力矩由25 N·m调整为29 N·m。

4.4 应急措施

因核电厂主系统介质中含有一定浓度的硼酸,具有较强的腐蚀性,一旦主系统介质泄漏,将可能对反应堆顶盖材质造成腐蚀。因此,一旦发现硼酸结晶必须及时清理。但由于反应堆顶盖球冠部分结构复杂,并且辐照剂量率较高,辐射防护及清理检查工作实施困难。

为了防止万一发生泄漏时主系统水流到顶盖球冠内,可在热电偶密封结构下方加装一套引漏装置,用软管引出进行漏液收集。

5 结束语

文章通过对秦山核电站第十一次换料大修期间发现的反应堆堆芯热电偶密封结构泄漏问题进行分析和检查,并制定了具有针对性的处理措施。通过采用这些改进和控制措施,秦山核电站在此后3年多的运行中,堆芯热电偶密封结构未再出现过任何泄漏现象,本文相关分析及所采取的处理措施在实践应用中得到了一定的验证,可为今后CONOSEAL和GRAYLOCK组合式堆芯热电偶密封结构的维护和改进起到一定的借鉴作用。

[1] 马明泽. CP300核电厂一回路系统/设备及运行[M]. 北京: 中国原子能出版传媒有限公司,2011.(MA Ming-ze. The primary loop systems/equipment of CP300 nuclear power plant and their operation[M]. Beijing:the China Atomic Energy Publication & Media Co., Ltd., 2011.)

[2] 广东核电培训中心. 900 MW压水堆核电站系统与设备[M]. 北京:原子能出版社,2007.(Guangdong Nuclear Power Training Center. Systems and Equipment in 900 MWe PWR NPP[M]. Beijing:Atomic Energy Press, 2007.)

[3] Hub Dykstra. Design and Test of Marman“CONOSEAL”Joint[R]. Report No.10074 Aeroquip Corporation/Marman Division,Los Angeles California.

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