高温气冷堆主蒸汽管道标准化等级研究

摘要：管道等级表规定了管道、管件、法兰、垫片、紧固件等元件的材料、温度、压力、标准、尺寸规格等。高温气冷堆主蒸汽管道介质温度高、压力大，并且包括核安全级管道，与火电机组和压水堆相比，其对材料、标准的选用都有着更加严格的要求。以此管道系统为研究对象进行主蒸汽管道标准化等级研究，进而提出管道等级所应包含的主要内容及主要路线框架，并对管道等级关键技术、管道及组成件选用原则进行分析研究。

关键字：高温气冷堆；管道等级；主蒸汽；标准化；材料；核安全

StudyonStandardizationClassofMainSteamPipeinHTGR

CAOXinping

ChinergyCo.，Ltd.，Beijing，100094China

Abstract：ThePipeClassTablespecifiesthematerial，temperature，pressure，standardandsizeofpipes，fittings，flanges，gaskets，fasteners，etc.ThemediumtemperatureandpressureofthemainsteampipeofaHighTemperatureGas-CooledReactor（HTGR）arehigh，andincludesnuclearsafetygradepipelines.ComparedwiththermalpowerunitandPressurizedWaterReactor（PWR），thematerialandstandardselectionofmainsteampipeforHTGRaremorestrict.Inthispaper，ittakesthepipesystemastheresearchobjectivetostudythemainsteampipelinestandardizationclass，andthenputforwardthemaincontentandmainrouteframeofthepipeclass，analyzesandstudiesthekeytechnologiesofpipeclassaswellastheselectionprinciplesofpipesandcomponents.

KeyWords：HighTemperatureGas-cooledReactor;Pipeclass;Mainsteam;Standardization;Material;Nuclearsafety

管道等级表一直是全球各工程公司和设计院关注的焦点，无论是石化行业的中石化，还是核电行业的中国核电工程公司，都有各自的管道等级选用标准，在简化设计方法及流程的基础上，有效减少管道管件规格种类，提高设计效率，方便采购实施，降低现场材料管理难度。

高温气冷堆核电站管道等级表以示范工程设备阀门管道管件汇总清册为基础，在此基础上，加以材料汇总，规格扩充，管件类型扩充，全面满足高温气冷堆核电站的工艺管道设计需求。其中，主蒸汽管道有介质温度高压力大，核安全级管道，内径控制等特点，涵盖了较多高温气冷堆工艺管道等级标准化过程中的技术难点。

1研究路线与难点分析

1.1研究路线

高温气冷堆（HighTemperatureGas-cooledReactor，HTGR）可以实现700℃～1000℃的出口温度，因此，除高效发电外，在制氢、工艺热应用及联合循环等方面都有着广泛的应用前景，能够有效减少化石能源消耗和温室气体排放[1]。其中，主蒸汽管道介质温度高压力大，这就意味着需要对主蒸汽的管道等级表进行详细的设计。

管道等级表包括了等级代码名称，连接方式，安全级别，管道及组成件材料，制造标准，规格尺寸等信息，如图1所示。

因此，定制主蒸汽管道标准化等级包括参考资料收集选用、适用范围规定、管道的管径计算、材料选择、允许工作压力确定、壁厚计算、强度校核计算、管道管件标准制品选型计算流程及等级代码的意义等。

1.2难点分析

高温气冷堆主蒸汽管道内部介质为过热蒸汽，设计温度为576℃，设计压力（绝压）为15.7Mpa，端面连接形式为对接焊连接，100%功率设计流量为96kg/s，100%功率流速为48m/s，核安全级包含核安全二级、核安全三级和非核安全级。

笔者前期调研了行业上在用的主蒸汽管道等级，火电厂有标准设计手册（典管2000），压水堆也有基于PDMS开发的管道等级库。但通过如表1所示的对比发现，与压水堆，火电机组主蒸汽设计参数相比，高温气冷堆主蒸汽管道等级研究中有以下技术难点。

1.2.1核安全级管道

高温气冷堆主蒸汽管道系统有核安全二级和核安全三级管道，这对管道计算校核标准都有着更严格的要求。故现有的火力发电厂主蒸汽管道等级表并不能满足高温气冷堆主蒸汽管道的编制要求。

1.2.2介质温度高、压力大

中国三代核电自主化依托项目采用的是美国西屋公司开发的AP1000第三代先进压水堆核电机组[2]。AP1000核岛区域的主蒸汽管道设计压力为8.17MPa，设计温度为316℃，直径为965.2ｍ，壁厚为44.2mm，材质为合金钢SA335P11。显然，高温气冷堆主蒸汽管道的介质温度、压力都比压水堆高很多，这对管道的材料性能有着很大挑战，照搬压水堆主蒸汽管道等级不能满足要求。

2主蒸汽管道等级关键技术研究

2.1材料选用研究

主蒸汽管道在工作中主要承受内部水蒸气温度和压力的作用，同时主蒸汽管道壁厚较大，自身重量大，导致主蒸汽管道受到的应力较大[3]。现有火力发电厂用于主蒸汽管道材料主要是SA-335P22，P91和P92号钢，其中，P22适用温度-20～580℃，若运行中过热蒸汽稍一超出设计温度，管道性能将发生恶化。P92适用温度满足要求，但是它价格昂贵，除了成分成本高之外，还有就是国内制造商尚未掌握原材料加工的关键技术，主要依靠进口，采购不经济。

P91现已作为500～650℃温度范围使用的理想的高压锅炉钢管材料，并广泛地用于超临界发电机组的主蒸汽管道和高温再热蒸汽管道，显示出了优异的综合性能。SA-335P91具有良好的使用性能、物理性能和工艺性能，是目前电站用高温、高压耐热钢最理想的材料。因此，高温气冷堆主蒸汽管道材料选择SA-335P91。

2.2管径选用研究

2.2.1内径控制原则

P91钢是改进后的9Cr耐热合金钢，具有明显的抗蠕变性能优势[4]。用于主蒸汽管道的P91热轧无缝钢管，早先来自于国外公司进口，主要由冲管法，垂直挤压法生产，这两种制管工艺均是通过控制管道内径的方式实现成品管的加工。与外径控制管相比，内径控制管因为内径公差小，因此实际压降流速更接近于计算值，且管道柔性也优于同规格的外径管，对管道应力计算也更有利。因此，对于核电站中主蒸汽这类重要管道，宜优先采用内径控制管。

2.2.2管径计算方法

高温气冷堆核电站蒸汽介质输送管道的管径按照下式公式（1）计算：

式（1）中：为管道内径，单位为mm；G为介质工作状态下的质量流量，单位为t/h；为介质工作状态下的比容，单位为m3/kg；w为介质工作状态下的流速，单位为m/s，推荐40～60m/s。

根据推荐流速计算结果，并遵循国家标准《管道元件公称尺寸的定义和选用》（GB/T1047—2019），选取主蒸汽管径通径。

2.3壁厚取用与校核方法研究

2.3.1标准选用研究

有些管道材料经过计算后形成多个壁厚等级，看似节省了重量与造价，实质上由于品种规格繁多，加大了采购成本。因此，对管道壁厚系列的统一标准化很是关键。

高温气冷堆主蒸汽管道系统采用了美标牌号的对接焊管道壁厚，则应按照美国标准《ASME焊接和无缝轧制钢管》（B36.10M）的管表号Schedule壁厚系列中选取。

2.3.2壁厚计算公式

管道标准壁厚按照《ASME焊接和无缝轧制钢管》（B36.10M）标准管表号Schedule（Sch.No）的方式获得相应壁厚系列下的标准壁厚，具体计算如下。

式（2）中：P为设计压力，单位为MPa；为管道材质对应温度下的许用应力，单位为MPa。计算值圆整到正整数后，取最接近的值作为标准管子表号。

2.3.3壁厚强度校核

主蒸汽管道采用美标牌号，并包括核安全二级和核安全三级管道，管径、壁厚等规格尺寸需要代入相应的设计规范《ASME核电规范与标准》《ASME核电规范与标准》。当校核计算压力值不小于管道管件的设计压力值时，管道管件的强度校核通过。具体公式如下。

（1）最小壁厚

主蒸汽管道分为核二级管道、核三级管道、非核安全级管道，管道最小壁厚的计算公式如下[5]。

式（3）中：为许用应力修正系数；Y为温度对管道壁厚的修正系数，；为考虑腐蚀、磨损和机械强度要求的附加壁厚，合金管道为1.6-2.0。

（2）设计壁厚

任何情况下，管道的设计壁厚不得小于计算壁厚。对于采用内径控制尺寸的管道，设计壁厚计算如下。

式（4）中，A1为管道内径正偏差，单位为mm。

3实际应用

依据管道管件等级表，在S3D系统后台将管道材料描述与物理尺寸关联起来建立管道等级库，设计人员即可在S3D中直接调取后台等级库进行管道布置工作，利用等级驱动还可以使设计人员在设计过程中直接选取所需等级，无需进行材料选型、腐蚀余量计算、温压计算等，从而在不影响设计质量的前提下，加快设计进度，节约设计成本。

4结语

本文以主蒸汽管道为例提出高温气冷堆管道等级应包括的主要路线框架，并对编制要点、关键技术难点进行研究，具有参考意义。并且基于S3D系统开发了管道设计的高级功能，将复杂计算选型流程前置，减少设计人员工作量，规范选用标准件，提高设计效率，方便采购实施，并在60万标准设计中得到了实际应用。其管道管件规格涵盖全面，乃至可以满足百万千瓦级高温气冷堆主蒸汽管道设计使用。

参考文献

[1]郑艳华，夏冰，解衡，等.HTR-10超高温运行的初步物理热工设计[J].中国基础科学，2021，23（3）：16-20.

[2]刘新利.AP1000核电厂主泵变频器故障分析与对策[J].核科学与工程，2022，42（5）：1158-1163.

[3]赵子龙，李生志，马翔，等.700℃超超临界机组主蒸汽管道候选材料特性与服役性能研究现状[J].热力发电，2021，50（11）：1-12.

[4]朱苏灿.P91钢管高温条件下蠕变特性的仿真与试验研究[D].北京：华北电力大学，2020.

[5]方剑华.工业金属管道壁厚的选取[J].化工管理，2020（30）：161-162.