ASME B&PVC中核级阀门承压边界的建造要求分析

吕俊娥，龚圣捷

ASME B&PVC中核级阀门承压边界的建造要求分析

吕俊娥1，龚圣捷2

（1. 上海核工程研究设计院有限公司，上海 200233；2. 上海交通大学，上海 200240）

在核电厂中，流体系统需要通过各种各样的阀门进行控制。本文主要是根据ASME B&PVC对核级阀门承压边界的建造要求进行了讨论，详细分析了ASME B&PVC在核安全1级、2级、3级阀门的建造要求，核级压力释放阀承压边界的建造要求，以及核级阀门的鉴定要求。

ASME；核级阀门；核安全分级

压水堆核电工艺系统和专设安全设施中，均由各种各样的阀门来控制流体的流动、调节流体的流量、控制流体的流动方向、限制流体的压力释放，构成整个工艺系统压力边界的一部分，使得整个核电厂的工艺系统有效运行。

根据阀门在工艺系统和专设安全设施中的重要性，可分为非核级阀门和核级阀门。非核级阀门主要按照ASME B16.34规范[1]，以及API、AWWA和MSS相关的规范要求来建造。核级阀门需要按照ASME B&PVC第Ⅲ卷来建造。在本文中，主要根据2017版的ASME B&PVC规范，对核级阀门中有关承压边界相关事宜进行讨论。

1　核级阀门建造质保要求

与核级承压设备的建造质保要求一样，核级阀门在建造时需要根据ASME NQA-1、10CFR50附录B、10CFR21、B&PVC第Ⅲ卷NCA的质保要求建立质量保证体系，并获得ASME授权证书[2]。根据ASME B&PVC第Ⅲ卷表NCA-7100-1，阀门的标准参考ASME B16.34规范；根据ASME钢印和数据报告表NCA-8100-1，核级阀门所对应的钢印为N钢印，数据报告为NV-1和NPV-1。

根据NCA-2142，核1级、核2级、核3级阀门，需根据其服役的压力、温度和机械力学载荷等环境要求，对照NB-3112、NC-3112、ND-3112的要求，对正常运行Level A、瞬态Level B（阀门维持运行状态，不需要返修）、应急Level C（保证压力边界完整性，但阀门不能维持运行状态，需要拆除进行返修）及故障Level D（保持压力边界完整性，但阀门结构变形，不能维持运行状态）等4种服役载荷工况下，根据NB-3520、NC-3520、ND-3520的要求进行各种使用限值分析。

根据NCA-3500，阀门制造方必须持有N证，其质量保证大纲已获得了ASME的评审组的审查和认可，并按照质量保证大纲的要求编制了质量控制程序，接受授权核检验师ANI的检查。当阀门的建造过程满足ASME B&PVC规范的要求时，授权核检验师ANI可允许N证持有者在设备上打N钢印。

2　核1级阀门

2.1　压力-温度等级

根据NB-3531.1，采用法兰和焊接（包括承插焊）端部连接的核1级阀门，可根据ASME B16.34中表2-1.1A至2-2.7A（标准等级）的压力-温度额定等级来设计；采用焊接（包括承插焊）端部连接的特殊等级的核1级阀门，可根据ASME B16.34中表2-1.1B 至2-2.7B（特殊等级）的压力-温度额定等级来设计。在ASME B16.34中表1所列的材料，只要其在ASME B&PVC第Ⅱ卷第D部分第1分篇表2A和2B中满足使用温度限值，并满足NCA-1220中的规定时，可用于核级阀门的承压边界。在ASME B16.34中，沿袭管道规范中所用的额定等级概念，例如150、300、400、600、900、1 500和2 500等，实际上是额定压力值，这些等级也适用于ASME B16.5中的管道法兰[3]。与管道、法兰相匹配的阀门的尺寸也采用同样的管道尺寸和额定工作压力。在ASME B16.34中也包括了4 500等级的阀门，但仅限于焊接端连接的阀门。

根据NB-3531.2，采用ASME B16.34中规定的各种额定水压试验。对于压力等级小于150的阀门，试验压力按照150等级的要求进行，在这种情况下壳体水压试验需要阀门保持部分开启状态，试验期间允许阀杆泄漏。在完成阀门壳体的水压试验后，还需进行阀门关闭试验，作用在阀瓣上的试验压力不小于阀门的110%的额定压力，除非在设计规格书中有其他额外要求，阀座的泄漏是许可的。对于调节控制阀门，可不做阀门关闭试验。在关闭条件下，压力差小于38 ℃额定压力，其关闭试验压力可降低到关闭状态时的最大压差的 110%。根据ASME B&PVC条款释义15-1435，导向式阀门或动力触发式压力释放阀的水压试验，可根据NB-3531.2（f）进行。

2.2　应力分析

阀体端部连接需满足ASME B16.34的要求。在NB-3541中对于阀体压力边界的壁厚要求进行了规定，阀体的设计主要是基于260 ℃温度条件下，在额定的设计压力下设计。根据图NB-3544.1（a）-1所示，高应力区域在阀体流道与阀体颈部的拐角点，其特征是垂直于中心线平面的周向拉伸应力的最大值在内表面。图NB-3545.2（a）-1为考虑各种阀体形状下危险断面处的应力。最大的一次薄膜应力可通过不考虑腐蚀余量的流体面积f与金属面积m的比值来确定，如图NB-3545.1（a）-1所示，在拐角区总的一次薄膜应力强度为：

式中：

要综合考虑内压而引起的一次应力，以及管道外部载荷引起的二次应力。根据相似性，其经验公式可根据下式

改写为

其中：i相似于f，而1相似于m，阀体m必须小于许用应力强度。当外部载荷加入时，一次应力加二次应力值必须小于在260 ℃下的许用应力强度的3倍。

核1级阀门，可根据NB-3500的要求，按分析法进行应力分析[2, 4, 5]。某核1级阀门的承压部件和部分非承压部件的载荷及应力分析，如表1所示。

表1　核1级阀门承压部件和部分非承压部件的载荷及应力分析

续表

注：

（1）当量地震载荷引起的静力分析中，采用三维互相垂直的坐标轴，两个水平方向，一个垂直方向。

（2）在三个互相垂直方向上的地震加速度为（2.0，2.0，2.0）的地震载荷工况进行分析。如果在Level D工况下的应力无法满足Level B工况下的许用应力时，则需在三个互相垂直方向上的地震加速度为（2.0，2.0，2.0）的地震载荷工况下，对阀门结构的可操作性进行分析。

（3）根据不同载荷工况，对材料的屈服强度采用经验系数修正的方法，来确定非承压边界的许用应力。

符号缩写：

SSE——安全停堆地震（惯性部分）

DBA——设计基准事故

TH——热应力载荷

XL——外部机械载荷（管道系统的作用力等）

DW——自重

OE——设备运行操作载荷（操作推力）

V——阀体拐角区的最小断面模数

p——连接管道的最大断面模数

V——阀体拐角处的最小截面面积

p——连接管道的最大截面面积

——内部设计压力

——在1/3的安全停堆地震SSE工况的载荷（惯性部分）

m——总的薄膜应力

L——局部薄膜应力

b——弯曲应力

对于没有在ASME B16.34表中所列的额定设计压力和设计温度的阀门，阀门的设计可采用线性插值法来计算；在B16.34和NB-3543中详细规定了线性插值法的要求：

（1）基于设计温度，根据表格中列出的温度值，采用线性插值的方法获得额定压力值。

（2）根据设计载荷，采用线性插值法获得最小壁厚。

（3）根据与设计载荷相对应的额定压力等级值，采用线性插值获得额定压力值。

2.3　疲劳分析

NB-3544对阀体的形状进行了规定。在NB-3544.1中，阀体与颈部拐角接合处的承压边界表面的圆角半径，可参照图NB-3544.1（a）-1所示，确保疲劳强度减弱系数不大于2.0。阀体内部的垂直于流道或颈部中心线的截面形状需光滑过渡，去除不可避免的不连续性。例如，在阀座处，形成光滑的弯曲过渡；环形槽或类似形状的结构处有尖角不连续时，则应使其与主阀体的一次和二次应力隔开。

若在阀门的设计规格书中有特殊的服役载荷时，则不能免除疲劳分析，需根据NB-3546.4或NB-3200进行循环载荷的疲劳分析。当密封环压贴在压力边界的台肩处，且没有采用半熔透或角接焊缝焊接（NB-4433）时，密封环无需进行疲劳分析。

根据阀门在服役寿期内预计的循环次数，假定循环次数超过2 000次以上，则需根据NB-3550进行疲劳分析。若满足NB-3552中的条件时，无需考虑循环载荷。例如，根据NB-3552（a），当碳钢和低合金钢阀门的压力波动小于设计压力的1/3，或奥氏体不锈钢阀门的压力波动小于设计压力的1/2时，不考虑循环载荷；根据NB-3552（b），温度波动小于17 ℃时，不考虑循环载荷；根据NB-3552（c），在阀门寿期内，预计发生事故或误操作的次数不超过5次时，不考虑循环载荷；根据NB-3552（d），当阀门的温度变化速率不大于56 ℃/h，启停次数不超过2 000次时，不考虑循环载荷。NB-3553给出了利用疲劳使用系数计算许用应力值的方法，在第Ⅲ卷附录I中的图I-9.1和图I-9.2中给出了相关的计算关系式。

3　核2级、3级阀门

3.1　压力-温度等级

核2级阀门按照NC-3500的要求进行设计，核3级阀门按照ND-3500的要求进行设计，可以看出，核2级阀门和核3级阀门有比较相似的设计方法。对于阀门端部采用法兰、螺纹或焊接连接的标准等级的阀门，例如等级为150、300、400、600、900、1 500、2 500和4 500的标准阀门，可根据B16.34规范进行设计。根据表NCA-7100-1，对于管径不大于NPS 24（DN600），端部采用法兰连接的阀门，可采用B16.34规范进行阀门的设计，采用B16.5规范进行法兰的设计。

ASME B&PVC规范案例N-757中，对于核2级和核3级的仪表、控制和取样类的阀门，其NPS不大于1，且当采用焊接或非焊接管端连接（不包括法兰）时，其阀体的设计不能满足B16.34中阀门壁厚的要求，则该类阀门的设计时，可根据MSS SP-105规范中的压力试验鉴定的方法，确定阀门的最大压力-温度额定等级。

3.2　应力分析

根据NC/ND-3521（a）的要求，若当阀体材料的许用应力等于或大于连接管道材料的许用应力时，阀体最弱截面，即垂直于流道并通过阀体拐角区的平面处的断面模数和金属面积，应不小于按照规范设计的阀体进出口接管连接的管道的断面模数和金属面积的110%。如果阀体材料的许用应力小于连接管道的许用应力时，需采用管道的许用应力除以阀体材料的许用应力的比值来进行调整，即阀体的最弱截面处的断面模数和金属面积应不小于所连接管道的断面模数和金属面积的110%与管道许用应力与阀门许用应力比值的乘积。

B16.34规范建立了150、300、600、900、1 500、2 500、4 500标准压力等级的阀门，在不同阀体材料和不同温度下所能承受的许用工作压力。阀门的工作压力覆盖范围广，从工作压力为0.14 MPa（温度为538 ℃、150等级阀门）到工作压力78 MPa（温度为38 ℃、4 500等级阀门）。

4　压力释放阀

4.1　承压边界

核1级、核2级和核3级弹簧加载式压力释放阀的承压部件，需在考虑其不同的压力区域要求的基础上，满足NB/ND/NC-3590的要求。压力释放阀的压力边界，分为两个区域，即一次压力区域和二次压力区域。一次压力区域主要是阀体中压力释放前的高压流体区域，主要包括阀门进口连接件、接管、阀瓣、阀体结构、阀盖（支架）、阀体-阀盖（支架）螺栓连接件等。二次压力区域主要是阀体中压力释放后的低压流体区域，主要为出口连接件。例如，图NB-3591.1-1和NB-3591.1-2是核1级两种典型的压力释放阀的截面形状。

在压力释放阀的运行要求中，也需考虑维持压力边界完整性。压力释放阀的设计，除了遵循与普通阀门的设计要求外，还需关注压力释放功能相关的特殊要求。在NB-7000中，规定了压力释放阀的试验要求和运行要求。除了设计报告外，还需根据NB-7200要求，需由系统工程师编制超压保护报告，并经登记注册的专业工程师进行确认。

ASME B&PVC第Ⅲ卷中，核1级压力释放阀需打“N Class 1”（N，核1级）钢印，而对于核2级或核3级压力释放阀需打“N Class 2”（N，核2级）或“N Class 3”（N，核3级）钢印。

4.2　压力释放阀规范的发展

核1级、核2级和核3级的导向式驱动和动力触发式驱动的压力释放阀的设计，详见NB/NC/ND-3500。在2015年，ASME B&PVC第Ⅲ卷特别委员会（Ad-Hoc Committee），审议了NB-3500、NB-6000和NB-7000的相关要求对核1级导向式驱动或动力触发式驱动的压力释放阀的适用性；同样的，审议了NC/ND-3500、NC/ND-6000、NC/ND-7000的相关要求对核2级和核3级的导向式驱动或动力触发式驱动的压力释放阀的适用性。

根据ASME B&PVC规范案例N-133，核3级压力释放阀可采用ASME SB148 C95200和C95400材质规范进行制造；根据规范案例N-855，允许SB148 C95800材质规范用于核3级压力释放阀的制造，N-855是对N-133的补充。

根据ASME的条款解释第15-1435条，核1级的导向式驱动的压力释放阀的水压试验，需满足NB-3531.2（f）的要求；而核2级和核3级弹簧加载式的压力释放阀的水压试验，需满足NC/ND-3593.1的要求。

5　阀门鉴定

为了确保阀门在核电厂正常运行工况前后、假想异常工况前后、假想设计基准事故工况前后满足特定的功能要求，执行核安全功能，支持核电厂的安全运行和安全停堆功能，需要对阀门进行相关的鉴定。

在ASME QME-1规范中，给出了阀门鉴定的推荐性要求[6]。对于新建电厂，阀门的鉴定范围可包括手动阀、电动阀、自驱动阀、以及压力释放阀。QME-1不适用于阀门中的电气部件的鉴定；电机、电动执行机构、仪控等电气元件，需根据IEEE规范，如IEEE-323、IEEE-334、IEEE-344、IEEE-382等进行鉴定。

若阀门的设计规格书中有阀门鉴定的要求，则业主或其代理方可自行决定、或根据设计规范、根据国家核监管方的管理要求、也可以根据核电站设计方的要求，选择QME-1，对阀门进行鉴定。例如，MSS SP-100为表NCA-7100-1中的参考尺寸规范，在MSS SP-100规范中明确规定，若弹性隔膜用于核电站的隔膜阀时，则需根据QME-1中的附录QR-B进行鉴定。

阀门在进行鉴定前，业主或其代理方应提供阀门鉴定规格书，描述阀门在各种假设工况下的参数。阀门制造厂应编制鉴定试验计划、进行阀门的鉴定试验、记录鉴定试验结果报告。业主或其代理方在认可制造厂的鉴定试验报告后，制造厂方可进行阀门的制造。在阀门的鉴定规格书中，需描述在正常运行和设计基准事故下阀门性能要求；阀门及其附件的安装方位和位置的描述，包括电动执行机构、控制电路的布置等；在每一种运行模式下，阀门及其附件间的载荷描述；阀门鉴定时所需的规范；服役条件及载荷要求的描述，例如地震工况下的参数，内外部压力、温度、相对湿度、辐照、振动、腐蚀、瞬态影响；鉴定参数需要考虑所需的设计余量；识别阀门部件的老化机理；阀门鉴定的可接受的验收要求；鉴定结果报告的要求。

6　结论

在核电厂中，流体系统需要通过各种各样的阀门进行控制。本文主要是根据ASME B&PVC对核级阀门承压边界的设计要求进行了讨论，详细描述了ASME B&PVC在核安全1级、2级、3级阀门，以及核级压力释放阀的设计中的要求：

（1）在系统设计过程中，业主或其代理方应对核安全相关的阀门，在设计规格书的编审过程中要进行详细受力分析。非核级阀门主要按照ASME B16.34规范，以及API、AWWA和MSS相关的规范要求来建造。核级阀门需要按照ASME B&PVC第Ⅲ卷来建造。

（2）根据ASME B&PVC第Ⅲ卷标准尺寸表NCA-7100-1，阀门参考ASME B16.34规范；根据ASME钢印和数据报告表NCA-8100-1，核级阀门所对应的钢印为N钢印，数据报告为NV-1和NPV-1。

（3）核级阀门的承压边界需按照ASME B&PVC第Ⅲ卷的要求来进行设计，需要满足ASME B16.34中的压力-温度额定值要求，以及壁厚要求。

（4）对于阀门中的非承压部件，例如阀杆、阀座、阀杆保持结构等，这些部件的失效会导致承压边界严重损坏，需要满足NB-3546.3的要求。

（5）为了确保阀门在核电厂各种工况条件下的功能要求，需要对阀门进行相关的鉴定。

［1］ Valves-Fangled，Threaded，and Welding End：ASME B16.34［S］．2010．

［2］ Boiler and Pressure Vessel Code：ASME［S］．2017．

［3］ Pipe Flanges and Flanged Fittings：ASME/ANSI B16.5［S］．2009．

［4］ 轩福贞，宫建国．基于损伤模式的压力容器设计原理［M］．北京：科学出版社，2020．

［5］ 沈鋆，刘应华．压力容器分析设计方法与工程应用［M］．北京：清华大学出版社，2016．

［6］ Qualification of Active Mechanical Equipment Used in Nuclear Facilities：ASME QME-1［S］．2012．

Construction Requirements Analysis of the Pressure Retaining Boundary for Nuclear Safety Related Valves in ASME B&PVC

LYU June1，GONG Shengjie2

（1. Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute Co.Ltd，Shanghai 200233，China；2. Shanghai Jiaotong University，Shanghai 200240，China）

The valves are selected to perform the control of the flow in the fluid system of nuclear power plant. The pressure retaining functions of nuclear safety related valves are primarily discussed herein. The construction requirements of the pressure retaining boundary for nuclear safety related Class 1, 2 and 3 valves and for pressure relief valves in the Section Ⅲ of the ASME Boiler and Pressure Vessel Code B&PVC are fully discussed. The qualification requirements of nuclear safety related valves in the QME-1 are also discussed.

American Society of Mechanical Engineers (ASME); Nuclear safety related valves; Nuclear safety related classification

TL48

A

0258-0918（2022）02-0311-07

2021-01-06

国家重大专项核级气动截止阀、调节阀总体设计技术研究（2019ZX06002014）项目资助

吕俊娥（1980—），女，天津人，工程师，现主要从事核电站管道设计管理相关研究