核一级手动截止阀唇边焊问题分析与处理

发表时间:2020/7/14   来源:《基层建设》2020年第8期   作者:付东革 吴声龙 赵巍
[导读] 摘要:在方家山1、2号机组,福清1、2、3、4号机组及海南昌江1、2号机组项目冷试及热试期间,反应堆冷却剂系统(RCP)、化学和容积系统(RCV)等系统的核一级手动截止阀唇边焊发生泄漏,本文从设计及施工角度分析了阀门泄漏的原因,提出处理方案及改进建议。
        中国核电工程有限公司  北京市  100840
        摘要:在方家山1、2号机组,福清1、2、3、4号机组及海南昌江1、2号机组项目冷试及热试期间,反应堆冷却剂系统(RCP)、化学和容积系统(RCV)等系统的核一级手动截止阀唇边焊发生泄漏,本文从设计及施工角度分析了阀门泄漏的原因,提出处理方案及改进建议。
        关键词:核一级手动截止阀;唇边焊;泄漏;改进
        1.背景介绍
        截止阀是阀瓣沿阀座中心线移动的隔离阀,由于其可承高温高压,密封性相对较好,节省布置空间,方便维修更换,且适用于大部分流体介质,因此,在核电站中应用广泛。其可靠性直接关系核电站的安全和运行。
        2013年,某机组在热试阶段热停堆平台,发现反应堆冷却剂系统(RCP)、化学和容积控制系统(RCV)等系统公称直径DN50,压力1690lb核一级截止阀发生中腔泄露现象、中法兰唇焊处存在硼结晶、唇焊开裂。反应堆冷却剂系统测温旁路流量低报警值是45m/h,若测温旁路的截止阀都发生唇焊泄漏,泄漏会随着运行时间的增长而加大,进而触发低报,严重时可导致紧急停堆。而核电站属于高投入高产出设施,百万千瓦级核电站停堆一天可损失上千万元,造成严重经济损失。
        2.泄漏原因分析
        2.1阀门基本参数
        标志编码(RIN码):SJXSXA0050X;安全等级:核一级;运行温度:120~343℃;运行压力:17.13~20.3Mpa;公称通径:DN50;公称压力:1690lb;流量系数L/D:≤140;主体材质:M3301/Z2CND18-12N.S;阀体中腔螺纹:M76X3;中腔垫片:外径D=86mm,宽度b=4mm,内径d=78mm;
        对于标志编码第3组标X的阀门,阀体和阀盖的联接应采用螺旋缠绕垫片并随阀门供货,唇边焊应现场焊接。
        2.2泄漏原因
        2.2.1系统环境分析
        主回路系统发生泄漏的核一级手动截止阀处于主回路的出口段或边界位置,长期处于压力17.2~20.3MPa,温度120~343℃的介质条件中。但在泄漏截止阀下游的同温度压力的止回阀却没有发生泄漏。
        止回阀同样是采用螺纹、垫片加唇边焊的组合方式,且同发生泄漏的截止阀下部分结构近似。区别在于截止阀中腔垫片所用的材料是金属垫片M3306(Z2CND17-12),而止回阀中腔垫片所用的材料是缠绕垫片316+柔性石墨。
        2.2.2拧紧力矩计算
        根据上述分析对两种垫片进行拧紧力矩的计算。


        1.金属垫片(M3306)拧紧力矩计算
        拧紧中腔螺纹所需的轴向力FO取设计工况下预紧力Wm1:
        FO=Wm1=F1+F2
        F1-连接接触面总压紧载荷,按下列公式计算:
        F1=2×bo×π×[(D+d)/2]×m×P
        bo-垫片的有效密封宽度,取2mm;m-垫片系数,查表得6.5;P-壳体强度试验压力,取43.8MPa;计算得F1=293358 N
        F2-阀门中腔的介质静压力,按下列公式计算:
        F2=P×π×(d+b)2/4=231301 N
        FO=524659 N
        拧紧中腔螺纹所需的预紧力矩T为:
        T=KFOd
        K-拧紧力矩系数;
        K=d2/2d×tan(φ+pv)+μ/3d×(D3-d3)/(D2-d2)
        d2-螺纹中径,查表得74.051mm;φ-螺纹升角,计算得0.7388°;pv-螺纹当量摩擦角,计算得11.1 °;μ-连接件之间的摩擦因数,查表得0.1;K=0.1516
        T=0.1516×524659N×78mm=6204N.m
        2.缠绕垫片(316+柔性石墨)拧紧力矩计算
        拧紧中腔螺纹所需的轴向力FO取设计工况下预紧力Wm1:
        FO=Wm1=F1+F2
        F1-连接接触面总压紧载荷,按下列公式计算:
        F1=2×bo×π×[(D+d)/2]×m×P
        bo-垫片的有效密封宽度,取2mm;m-垫片系数,查表得3;P-壳体强度试验压力,取43.8MPa;计算得F1=133743 N
        F2-阀门中腔的介质静压力,按下列公式计算:
        F2=P×π×(d+b)2/4=231299 N
        FO=365042 N
        拧紧中腔螺纹所需的预紧力矩T为:
        T=KFOd
        K-拧紧力矩系数;
        K=d2/2d×tan(φ+pv)+μ/3d×(D3-d3)/(D2-d2)
        d2-螺纹中径,查表得74.051mm;φ-螺纹升角,计算得0.7388°;pv-螺纹当量摩擦角,计算得11.1 °;μ-连接件之间的摩擦因数,查表得0.1;K=0.1516
        T=0.1516×365042N×78mm=4316N.m
        2.2.3 计算结果分析
        在壳体强度试验压力下,采用金属垫片的阀门中腔螺纹的预紧力矩为6204N.m,采用金属石墨缠绕垫片的阀门中腔螺纹的预紧力矩为4316N.m,采用金属垫片的阀门所需的中腔螺纹的预紧力矩远大于采用金属石墨缠绕垫片所需的中腔螺纹预紧力矩。
        因此,M3306垫片硬度较大,弹性较差,需要更大的拧紧力矩,当力矩不足时由唇边焊进行密封,而唇边焊只是密封焊而非承压焊,因此唇边焊的焊缝在高温承压过程中疲劳破损,导致泄漏。
        2.2.4其它因素
        1.加工精度不足
        螺纹加工精度不足会导致第一道密封失效,高温介质直接作用到垫片;阀体阀盖接触面的加工精度不足会导致垫片与上下面接触不均,高温环境下垫片形变后对上下接触面作用力更明显。
        2.人为因素
        阀门车间试压合格后唇边焊之前,装配人员为了阀门美观,调整了阀盖支架的安装方向,将已完成拧紧的的阀盖违规进行了一定角度的回退,致使金属密封垫片丧失或者减小密封/节流/减压作用,使唇边焊的焊缝在长时间高温承压过程中疲劳破损,导致个别阀门在回路测试时发生外泄现象。后因阀门多次返修,中腔密封面处的精度要求不能满足密封要求,并且阀门经过多次高压试验和对中腔螺纹的不断预紧,导致垫片的硬度增加,从而使得垫片的回弹性变差,最终导致密封失效。
        3.处理方案
        根据上述分析,对更换金属石墨缠绕垫片方案的可行性进行了试验验证。
        3.1试验验证
        为验证螺纹阀盖采用金属石墨缠绕式垫片中腔的密封效果,通过冷态、热态及冷热交变工况试验验证其密封能力。
        3.1.1试验设备
        核一级手动截止阀、金属石墨缠绕式垫片、H0013型冷热循环试验系统,温度计、压力表、扭矩扳手、储能气扳机。
        3.1.2试验方法
        将阀门开启→试验装置加压至鉴定试验压力(取15MPa)→工作流体升温至鉴定温度(取320℃)→阀门金属的温度达到稳定状态保持15min→待阀门冷却到与周围空气的温度平衡状态(温度不高于60℃)→记录阀门的泄漏等情况。试验中升降温速率大于56℃/h,重复上述试验5次。
        评定标准:试验持续时间内任何部位不允许出现渗漏。
        3.1.3试验结果
        金属石墨缠绕式垫片冷态、热态及冷热交变工况下能满足密封要求。
        4.改进建议
        发生泄漏的阀门阀体阀盖连接处为螺纹加唇边焊结构形式。该结构阀门在使用过程中容易出现由于螺纹加工精度,阀门阀盖接触面加工精度,垫片材料结构等原因造成的唇焊开裂、泄漏问题,故障频率高,对机组的安全、稳定运行影响大。因此采用阀体和阀盖之间采用螺栓连接形式或压力自密封形式可有效较低故障频率。
        5 结论
        经过对采用非金属石墨缠绕垫片的DN50核一级截止阀在冷态、热态及冷热交变工况下的密封能力进行验证,结果也表明采用非金属石墨缠绕垫片可以满足阀门实际运行中的密封要求。经理论计算采用金属石墨缠绕垫所需要的预紧力远小于采用金属垫片所需的中腔预紧力矩,在阀门装配中更易操作。但4316N.m的力矩扔比较大,所以在拆装的过程中应对管道和阀门做好相应的加固措施,以防止阀门或管道在拆装过程中被损坏。后续项目建议进行结构优化设计采用阀体和阀盖之间采用螺栓连接形式或压力自密封形式以避免唇边焊泄漏的情况再次发生。
        参考文献:
        [1]Q/CNPE.J.104.48《核岛阀门通用技术条件》.
        [2]EJ/T1022.9 压水堆核电厂阀门产品出厂检查与试验.
        [3]Q/CNPE.J.104.59《RCC-M 1,2,3 级和NC 级不锈钢或碳钢手动、电动或气动阀门技术规格书》.
        [4]ASME QME-1-2002 核电厂能动机械设备的鉴定.
        [5]RCC-M《压力堆核岛机械设备设计和制造规则》2000 版+2002 补遗.
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