摘 要:本文回顾了压水堆控制棒驱动机构(CRDM)技术进步过程,并通过分析现有CRDM存在的问题与不足,指明了发展新型长寿命、耐高温CRDM的必要性及其可行的实现途径,说明未来新型CRDM将无需堆顶通风冷却系统,耐压壳综合性能更优,可降低核电成本和提升安全性、可靠性,并可实现1800万步的超长寿命,满足核电调峰运行的现实需要。
关键词:控制棒驱动机构 全镍基密封壳 耐高温、耐辐照线圈 耐磨损型钩爪组件
中图分类号:TG14 文献标识码:A 文章编号:1674-098X(2017)08(a)-0083-03
Abstract: This article reviewed the technology process of the CRDM of pressurezed water reactor nuclear power plant, and through the analysis of exsiting problems and deficiencies of CRDM,pointed out the necessity and feasible of developing new type CRDM of long life, high temperature resistant. It will not need ventilation cooling system in the pile top,and its pressure shell will have the better comprehensive performance in the future, which can reduce the cost of nucler power and improve security, reliability, and can achieve 18 million steps of the long life, can meet the needs of the reality of the peak load regulating operation for nuclear power.
Key Words: CRDM; The nickel-based sealing shell; High temperature resistance; Resistance to high temperature and irradiation coil; Latch assembly of wear resistance
當前,第三代压水堆核电站已经成为国内外核电建设领域的主流。在压水堆核电站中,控制棒驱动机构(CRDM)是反应堆控制和保护系统的伺服机构,它安装在反应堆压力容器顶盖上,能够按照指令带动控制棒组件在堆芯内上下运动,或保持控制棒组件在指令高度,还可通过断电方式释放控制棒组件使其在重力作用下快速插入堆芯。由此可见,CRDM是实现反应堆启动、调节功率、保持功率、正常停堆和事故状态下的紧急停堆的关键设备,其性能高低直接关系到核电站的运行安全。
1 CRDM设备的技术现状
经过几十年发展,压水堆核电站CRDM设备的设计与制造技术日臻成熟。我国自主研制的ML-A型CRDM已运用于国内多台二代改进型核电工程中,最长运行时间超过了15年。该型CRDM由驱动杆组件、钩爪组件、耐压壳、线圈组件、棒位探测器组件及隔热套组件组成,其中耐压壳包括密封壳组件和驱动杆行程套管组件,均为反应堆一回路系统压力边界的组成部分。该型CRDM的典型技术指标为:
驱动机构设计压力:17.23MPa(绝对压力);
驱动机构设计温度:343℃;
步长:15.875mm;
最小运行速度:1143mm/min(72步/min);
提升载荷:≥1602N;
机电延迟时间:≤150ms;
易损件设计寿命(热态寿命试验步数):≥280万步;
线圈组件耐温等级:220℃;
承压件设计寿命40年;
设计基准地震载荷0.15g。
随着我国的“华龙一号”三代核电技术落地福建福清核电站,福清5#、6#机组所采用的控制棒驱动机构是专为三代压水堆研制的ML-B型CRDM。与ML-A型相比,ML-B型CRDM的总体构造并无重大改变,但设备的设计寿命提高到60年,设计基准地震载荷为0.3g,热态寿命试验步数要求大于600万步,为此该型CRDM采用了双齿钩爪、盲孔型行程套管、密封壳与驱动机构管座一体化等技术,其部件结构如图1所示。在ML-B型CRDM工程样机的试验与验证过程中,产品实现了驱动杆全行程落棒超过1200次、热态寿命试验步数超过1500万步,这是目前确知的世界最高纪录。
2 现有CRDM设备存在的不足
虽然现有CRDM已经能够较好满足核电站的实际运行需求,但由于材料与技术方面的制约,在役核电机组中的CRDM还是显露出了诸多问题与不足。
(1)在AP1000、CAP1000、CAP1400、华龙一号ACP1000等三代压水堆CRDM的密封壳上,均存在一条由奥氏体不锈钢与镍基合金进行对接焊接而形成的承压焊缝,如图2所示。该焊缝位于反应堆一回路系统承压边界上,因此不仅对焊缝的焊接技术工艺与质量检验的要求极高,还会增加一回路系统泄漏的风险。
(2)现有CRDM线圈组件的耐温等级通常为220℃~250℃,而反应堆一回路系统工作温度为310℃,加上线圈工作时自身的发热,因此现有CRDM都必须配备强制通风冷却系统才能保证电磁线圈不被烧毁。但由此增加的CRDM冷却风机和通风系统不仅加大了堆顶重量、弱化了反应堆的抗震能力,还增加了电站的建造、运行及维护成本。endprint
(3)现役的CRDM上都存在1~3处Ω密封环焊接(或Canopy密封焊接)的结构,用以实现密封壳与管座之间、与行程套管及端塞间的非承压密封,典型结构如图3所示。然而国内外核电运行的经验说明,这些Ω密封环(或Canopy)焊接处通常在电站运行数年后就会陆续出现应力腐蚀渗漏等问题,且难以避免。这不仅给电站安全运行带来危害,而且采用堆焊覆盖修复的费用高昂。
(4)目前CRDM的钩爪组件由于结构和材料的原因,常会出现零件易碎、磨损快等问题。多次实验证明,钩爪组件通常在运行700余万步后即开始出现零件的初始裂纹并会逐渐扩展,此时虽然CRDM还能正常运行,但却不能满足未来CRDM超长寿命的要求。而随着核电站参与电网调峰运行的趋势越来越明显,业内对于钩爪组件也逐步提出了1200~1800万步的寿命需求,显然现有技术的钩爪组件就显得力不从心。
3 未来CRDM的技术发展方向
针对现有CRDM设备存在的不足,发展新一代长寿命且具备耐高温性能的CRDM已成为今后技术发展的方向。未来新型CRDM的核心技术指标应能够满足线圈组件耐温指数≥440;热态寿命试验步数考核值≥1200万步,期望值≥1800万步;同时实现一体化无对接焊缝密封壳、唯一的Ω密封环焊接结构在电站全寿期内不会泄漏。
(1)采用“一体化全镍基密封壳技术”。理论和实践都证明,Incole690等镍基材料的导磁性能与现有密封壳采用的奥氏体不锈钢基本相同,但镍基合金的各项机械性能及耐腐蚀能力均大大优于奥氏体不锈钢。
如果密封壳采用全镍基材料(如Incole690)锻件将密封壳与管座整体加工而成,则可完全取消了原有的奥氏体不锈钢与镍基合金之间的异种材料对接焊缝,不仅简化了密封壳的制造工艺与难度,还将显著提升其固有安全性,并可省去该承压焊缝日后在役检查的成本与麻烦。因该技术方案优点突出且为首创,现已获国家发明专利授权。
采用一体化全镍基密封壳技术后,不仅密封壳的综合性能可远超现有水平,而且其与行程套管之间的、也是整个CRDM上唯一的Ω密封环焊接材料已由奥氏体不锈钢改变为镍基合金,如果设计上再对该Ω密封环焊结构进行合理优化,其综合耐腐蚀能力可以保证在电站全寿期內不泄漏。
(2)采用“金属骨架与包壳的耐高温、耐辐照线圈技术”。 现有线圈组件的骨架通常采用增强型聚醚醚酮(PEEK)、有机硅等材料,其耐温指数在220~260之间,难以进一步提高。其次现有线圈组件中的电磁线圈均没有防护性的壳体保护,若执行新版《NB/T 20279-2014核电厂控制棒驱动机构线圈绝缘系统耐热性评定方法》,则难以通过高温老化后严苛的潮湿、振动考验。
而最新的耐高温、耐辐照线圈则创新性地采用金属骨架及封闭包壳技术,线圈试样在经历γ-射线剂量不小于5.0×105Gy的辐照后,已严格按照NB/T 20279-2014标准全面通过了第三方鉴定机构的CRDM线圈绝缘系统耐热性评定,结论是线圈绝缘结构的温度指数不低于446,其典型结构如图4所示。今后CRDM若采用这种耐高温、耐辐照线圈则可取消堆顶强制通风冷却系统、简化堆顶结构。由于该类新型线圈结构创新且性能突出,已获多项专利授权。
(3)采用“长寿命、耐磨损型钩爪组件技术”。安装在密封壳内的钩爪组件,在电磁力的作用下使得两个钩爪次组件与提升衔铁按照给定的时序相互配合运动,从而带动驱动杆组件上下运动,可见钩爪组件中的各零件必须承受频繁的冲击和磨损。通过反复试验与验证可知,如果将易损件材料改用镍基合金以提高其机械强度,再结合对零件结构和形状进行合理改进,可以大大推迟零件初始裂纹的出现时间,能有效延长易损件寿命;同时如果对钩爪组件中各摩擦配合面的镀层进行改良优化,并彻底消除堆焊型钩爪、连杆存在的晶间腐蚀倾向,则可最终实现CRDM热态寿命试验步数超过1800万步的目标。
4 结语
研制和发展新型长寿命、耐高温CRDM能有效提高核电运行的安全性和可靠性,并真正适应核电调峰运行的需要,具有重要的实用价值;取消CRDM通风冷却系统能简化堆顶结构、提高反应堆抗震能力、降低反应堆造价及运行维护成本;同时,各项新技术的运用可以保证新型CRDM的设备造价与现有水平持平,但产品性价比会有极大提升。此外,各项新技术还可用于现有在役CRDM及其部件的更换、改造和升级,具有广泛的前景。
参考文献
[1] 李红鹰.秦山核电二期工程反应堆控制棒驱动机构设计[J].核动力工程,2003,24(Z1):161-164.
[2] 郑晓敏.岭澳核电厂L1号机组控制棒驱动机构泄漏问题[J].核安全,2007(2):25-29.
[3] 吴江涛.控制棒驱动机构密封焊缝缺陷修复技术研究[D].上海交通大学,2008.
[4] 陈旭,姜百文,李长顺田.湾核电站3、4号机组控制棒驱动机构的设计改进研究[J].核动力工程,2014(S1):89-92.
[5] 喻杰,陈峰祖.金属骨架电磁线圈在控制棒驱动机构中的应用[J].核动力工程,2015(s4):130-133.
[6] 李建春.秦山核电站控制棒驱动机构泄漏分析及修复[J].中国核电,2015,8(3):231-238.endprint