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核电厂反应堆功率运行工况下安全壳隔离阀泄漏对安全壳 密封性影响的评价方法研究
2019-5-29 10:52 中国泵阀制造网 作者:佚名 点击:2592
【中国泵阀制造网 行业论文】核电机组安全壳内、外侧机械隔离阀的密封性直接影响到反应堆第三道屏障的完整性,测量或评估安全壳隔离阀的密封 性是核电厂安全监督的一项十分重要的工作。一般情况下都会在机组停堆检修期间,用仪器设备直接对其进行有计划的系统性的测 量,但在反应堆功率运行工况下,由于不具备直接测量的条件,如何准确评估安全壳隔离阀的密封性变得十分棘手。

反应堆安全壳及其内外侧隔离阀是核电厂 的第三道安全屏障[1],它具有放射性屏蔽功能,在 反应堆正常运行或事故情况下保证其密封性,防 止放射性物质释放到环境中,保护环境和人员安 全[2]。因此,它们的密封性能显得尤为重要。

安全壳内外侧隔离阀作为第三道屏障的一 部分,其密封性能直接影响到第三道屏障的完整 性。按照《安全相关系统和设备定期试验监督大 纲》要求,需定期(一般为一个燃料循环周期)对 这些隔离阀进行密封性试验,以检验其密封性 能。试验方法一般为机组大修期间利用加压工具 和泄漏率测量仪表进行直接测量。但近年来,由 于阀门的老化、维护和使用不当等原因,在机组 功率运行阶段偶尔出现某些隔离阀泄漏突然增

加的情况,而此时机组正在功率运行,无法用常规的方法 对泄漏率进行直接测量。而本文提出在这种情况下如何对 安全壳隔离阀泄漏率进行测量,进而评价其对安全壳密封 性影响的方法。并以 REN121/131VP 为例阐述了该方法的 应用。

1 方法介绍

安全壳内外侧隔离阀示意图

图 1 安全壳内外侧隔离阀示意图

由于机组处于功率运行阶段[3],无法直接用仪器对泄 漏的阀门进行泄漏率测量,需建立如图 1 所示的评价模 型。假设安全壳内外侧隔离阀 V1、V3 密封不严,由于系统 内上游压力 P0 的存在而发生泄漏,在功率运行的状态下, 可以通过关闭阀门 V2,在 V4 阀门下游安装压力计,并通过开启阀门 V4 来测量系统内压力 P 的变 化情况,通过观察压力 P 的变化情况来判 断 V1、V3 的泄漏情况。《安全相关系统和设备定期试验监督 大纲》 中要求:“没有与单个安全壳贯穿件 泄漏有关的安全准则,安全准则和整个安 全壳的泄漏有关。因此,以下的规则仅仅 作为实用的指南。

Φm 是贯穿件管道的名义直径,L 为该 隔离阀的泄漏率,Fm为单位名义直径每小 时允许泄漏率,Lc为所有 C 类贯穿件隔离 阀泄漏率的总和,Fe为整个安全壳允许泄 漏率,考虑如下 3 种情况:

(1)L≤FmΦm时贯穿件的密封是可以 接受的。

(2)FmΦm<L <5FmΦm 时 如 果 Lc 小 于0.5Fe,则贯穿的密封是可以接受的。

(3)L≥5FmΦm 时贯穿件的密封是不可 接受的,其隔离阀的密封性必须改进。查找系统设计文件、维修手册、等轴图 和相关技术规范,可得出管道直径 Φm、管道长度、换热器内管道空间的大小等参数。以安全保守为原则,计算出 V3 下游至 V2之间系统的容积 V。 根据阀门泄漏情况,假定泄漏出的介质全部为气体,温度变化不大忽略其影响,初始压力为 P1,1h 泄漏 Fm×Φm 的气体将会使管道压力上升到 P2,根据理想气体方程可以 得到:

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温度变化不大忽略其影响,初始压力为 P1,1h 泄漏 Fm×Φm 的气体将会使管道压力上升到 P2,根据理想气体方程可以 得到:

式中:△P 为 1h 内压力的变化差值。

当 △P≤ FmΦm时,估算泄漏率 L≤FmΦm

通过现场监测 REN011LP 的压力,自 5 月 26 日 9:40- 5 月 28 日 9:00,从 0.22bar 上升至 6.5bar,经计算 △P=0.13 bar/h。根据上述评估准则 △P≤2bar/h,由此得出 REN121/ 131VP 的密封性可以接受,以当前的泄漏量不会对安全壳

的完整性产生严重影响,机组可维持正常运行。后续可通 过持续监测 REN011LP 的压力进一步评估安全壳的完整 性。

结论

本文提出的安全壳隔离阀泄漏对安全壳整体密封性 影响的评价方法,适用于安全壳内侧隔离阀上游具备一定 压力的系统的评估,如化学和容积控制系统(RCV)、安全 注入系统(RIS)、核取样系统(REN)等,具有较强的现场可 操作性,可用于核电机组期间部分系统安全壳隔离阀 泄漏评价与决策参考。


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(来源:中国泵阀第一网)

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