核电厂闸板阀锅炉效应的危害与防治.doc

转载自:山东华源锅炉|余热锅炉|煤粉锅炉|水煤浆锅炉|生物质锅炉|核电厂闸板阀锅炉效应的危害与防治张佳辉，向文元（中科华核电技术研究院，广东深圳，518026）摘要：锅炉效应是核电厂闸板阀由于原始设计缺陷而导致的一种共模故障，它可引起阀门超压而无法开启或者密封性受到破坏。本文主要描述了锅炉效应的危害，论述了锅炉效应产生的机理，结合阀门的功能结构、核电厂的运行以及事故工况、概率安全分析、利益代价比分析等因素，给出待改进阀门清单的判断方法，并针对阀门的不同情况提出了相应的改进方案，最后以大亚湾核电厂和岭澳核电厂为实例，给出了防治锅炉效应的良好实践。关键词：核电厂；闸板阀；锅炉效应1引 言1991年3月，法国BUGEY核电站5号机组在进行安全壳隔离阀的密封性试验时，发现安全壳喷淋系统的某个电动闸板阀故障无法开启。经过相关调查分析，EDF发现故障的根本原因为阀门的原始设计缺陷，这促使EDF对其所有900/1300MWe机组的闸板阀进行了大量的分析和研究。研究主要包括闸板阀功能研究，正常运行和事故状态下的运行工况分析，用于确定闸板阀与贯穿件相对位置的等轴图研究，模型试验和潜在的后果和风险分析等，范围包络了核岛部分近200个闸板阀。审查发现，某些处于关闭状态的闸板阀会因为受到“锅炉效应”的影响而导致其无法开启或密封性丧失。在岭澳核电厂2号机第3次换料大修时，维修人员在现场发现PTR022VB由于锅炉效应导致阀瓣严重变形的情况。锅炉效应是一种由于原始设计缺陷而导致的共模故障，它可以引起核电厂的某些闸板阀拒开或者密封性受到破坏，对于一些与核安全相关的安全壳隔离阀，由于阀门故障而引起第三道屏障破坏或安全注入系统不可用，导致堆芯损伤的频率增加。因此，必须对这一现象进行研究，针对那些受到锅炉效应影响的阀门进行分析确认，并制定相应的改进方案予以防治。2 锅炉效应机理锅炉效应本质上是一种温度压力效应，如图一所示，某些热源会加热处于关闭状态的闸板阀内部空间，使阀腔压力异常升高，当其压力超过闸板阀高压侧压力时，闸板的上下游密封面同时紧靠在两个阀座上，开启闸阀就需要同时克服闸板与两个阀座间的摩擦力，但是闸板阀驱动头的开启力矩设计只考虑低压侧闸板与阀座间的单侧摩擦力，因此闸板阀驱动头的开启力矩小于实际所需力矩，此时闸板阀无法正常开启；当阀腔压力继续升高到超过闸板阀的设计压力时，将导致闸板和阀座甚至阀体产生变形而无法保证阀门的密封性。图1 锅炉效应原理图产生锅炉效应的加热源可分为两种： 直接热源：对于靠近运行温度高的系统（如RCP和RRA系统）且处于常关位置的隔离闸板阀，热传递使得闸板阀内部空间的液体受到加热而产生锅炉效应，影响了阀门的密封性和开启功能。 潜在热源：对于某些需要执行安全功能的闸板阀，如在发生一回路冷却剂丧失事故（LOCA）或主蒸汽管道破裂事故（MSLB）时，安全壳内局部环境温度异常升高，此时某些位于该环境的闸板阀内部空间受到加热而出现锅炉效应，导致阀门不能开启而无法执行安全功能。3 需改进闸板阀的甄别由于核电厂闸板阀的原始设计并没有考虑锅炉效应的影响，因此需要采取措施进行改进。然而，并不是所有的闸板阀都需要进行防止锅炉效应的改进，应综合阀门的结构、功能，正常运行和事故工况，阀门与贯穿件的相对位置，概率安全分析，经济利益代价分析等因素，最终确定需要进行改进的阀门，图2给出了核电厂需要进行防止锅炉效应改进的闸板阀的判断流程。图2 需改进阀门的判断流程1） 第一步：确定需改进的阀门类型。a) 带楔块平行双闸板闸阀（W型） 对通径DN150mm的闸阀，锅炉效应不影响其密封性； 对150lbs磅级且DN350mm的所有不锈钢闸阀，锅炉效应不影响其密封性； 其它磅级和尺寸的闸阀，必须考虑和分析锅炉效应导致其内漏的风险。此类阀门的闸板相对细长（厚度与直径比小），所以大直径的闸板（150mm）受压力变形相对比小直径闸板变形量要大。对于直径小一些的闸板，阀体与阀盖之间连接的变形导致超压的降低从而缓解了锅炉效应的后果。但是150lbs系列的不锈钢阀门是例外，该阀门的阀体与阀盖之间的法兰盘柔性好，可保护闸板（包括大直径闸板）。b) 弹性闸板闸阀（C型） 对于DN150mm的闸板阀，锅炉效应不影响其密封性； 对于DN150mm的闸板阀，必须逐个分析锅炉效应对其服变形。此类阀门的缺点是无论阀门的直径大小如何，阀座都存在锅炉效应下的变形风险。c) 带弹簧平行双闸板闸阀（V型）当这种型号的阀门通径在DN150和DN600之间（包括600），而且压力级别为PN16时，锅炉效应不影响其密封性，其他情况下必须考虑和分析锅炉效应的风险。2） 第二步：根据阀门的实际功能，确定潜在需改进的阀门。以下两种功能位置的阀门可能需要改进： 位于安全壳内或安全壳外靠近贯穿件，正常运行时关闭事故工况下开启的阀门。 需要保证密封性以执行安全壳隔离功能的阀门。3） 第三步：结合概率安全分析和技术经济分析最终确定所需改进的阀门。建立PSA模型，计算阀门在不同的失效参数下，对堆芯损伤频率的影响。利用利益代价比的方法对潜在需要改进的阀门进行分析，如图3所示，横坐标为改进项目的成本，纵坐标为安全效益，即堆芯损伤频率的减小（DCDF），根据安全效益与成本性价比情况确定哪些阀门需要改进。图3 利益代价比图安全效益CDF改进成本150M1.5M150k15M15k10-810-710-610-410-5建议改进 需精确分析 建议不改进4 改进方案由锅炉效应的机理可知，当阀腔压力超过闸板阀高压侧压力时，闸板两个密封面同时紧靠在高、低压侧两个阀座上，导致阀门无法开启或密封性受到影响。因此改进的基本原理就是将阀门的阀腔卸压，使得阀腔内的压力恢复至阀门高压侧的压力。4.1 在阀门高压侧的闸板上钻孔。该方案简单有效，适用于仅需保证单侧（低压侧）密封性的阀门。4.2 在阀门的阀体和高压侧的阀座上各钻一个孔，加装一个带有隔离阀的旁路管线。该方案同样适用于仅需保证单侧（低压侧）密封性的阀门，旁路隔离阀在验证阀门密封性的打压试验时关闭。4.3 在阀门的阀体和高压侧的阀座上各钻一个孔，加装一个带有弹簧标定止回阀的隔离阀的旁路管线。该方案适用于位于安全壳外侧易受到锅炉效应影响的阀门，在通常情况下可以保证单侧（低压侧）密封性，设置弹簧标定的止回阀是为了在电动阀开启时不破坏安全壳隔离时的密封性。4.4 在阀门的阀体和上、下游的阀座上各钻一个孔，加装一个带有双向止回阀和两个手动隔离阀的三通阀组和旁路管线。该方案适用于需要保证双向密封性的阀门，该情况下阀门的上游压力既可能大于下游压力，也可能小于下游压力，因此设置了三通止回阀以实现双向密封的功能，两个隔离阀在正常时开启，在进行阀门整体打压试验时关闭。5广东核电站核岛闸板阀防治锅炉效应的实践中国广东核电集团所属的两座商业化运行核电站大亚湾核电站和岭澳核电站，其参考的原型机组为法国M310堆型，核级闸板阀的原始设计并没有考虑锅炉效应的影响。在EDF研究试验结果和经验反馈的基础上，结合大亚湾核电站和岭澳核电站的实际情况，广东核电站确定了每台机组共有10个闸板阀受到锅炉效应的影响，经过现场调查和技术分析及筛选，需要进行防止锅炉效应改进的阀门有三个，分别是PTR022VB、RIS063VP和RIS064VP。5.1PTR022VB防止锅炉效应改进岭澳核电站二号机组在第三次换料大修时曾发现PTR022VB开启困难。现场将阀门解体后，发现阀瓣产生严重变形，水平度和光洁度已不能满足功能要求，并且可以看到阀瓣的某些部位有较为严重的腐蚀（见下图4）。PTR022VB是反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统（简称PTR）作为余热排出系统（简称RRA）备用的安全壳内侧手动隔离阀，正常运行时其保持关闭，PTR代替RRA运行时，PTR022VB保持开启。机组在RRA模式下运行时，来自RRA系统的一回路冷却剂通过热传导加热PTR022VB阀腔内部的冷水，引起锅炉效应的产生，进而导致PTR022VB无法开启，PTR备用功能丧失。此外，PTR022VB在发生假想的LOCA事故或MSLB事故时，120的再循环喷淋水会加热阀腔而产生锅炉效应，导致阀门的密封性受到破坏，放射性物质有可能突破第三道屏障向外泄漏，因此必须进行防止锅炉效应的改进。图4岭澳2号机PTR022VB故障阀瓣图片由于PTR022VB仅需要保证靠近PTR一侧的密封性，因此岭澳核电站和大亚湾核电站采用在阀门阀瓣上钻孔的方案（前述4.1），即在PTR022VB靠近RRA一侧的阀瓣上钻一个直径为2mm的孔，以连通阀腔和上游高压侧（RRA侧）。实施改进后，PTR022VB运行状况良好，再无锅炉效应发生。5.2 RIS063/064VP防止锅炉效应改进RIS063/064VP是低压热腿安注的安全壳外侧电动隔离阀，正常运行期间保持关闭并处于稳定的常温状态，当发生某些设计基准事故（如LOCA事故），安注系统进入长期再循环工况时，120的地坑再循环硼水会加热RIS063/064VP内部阀腔，使其压力异常升高而出现锅炉效应，导致阀门无法开启。经过概率安全分析，RIS063/064VP因锅炉效应拒开而导致的堆芯损伤几率可达到5.15E-6堆/年，因此实施RIS063/064VP防止锅炉效应的改进对于核安全的保证是十分必要的。RIS063/064VP作为安注系统的安全壳外侧隔离阀，应避免安全壳内放射性物质向安全壳外的泄漏，同时也应避免在反应堆停堆一回路开口运行模式下，PTR水箱的硼水通过安注热端向一回路的泄漏。因此，必须保证阀门的双向密封性。可采用4.4所述方案，即在RIS063/064VP的阀体和上、下游的阀座上各钻一个孔，加装一个带有双向止回阀和两个手动隔离阀的三通阀组和旁路管线，连接阀腔与阀门上下游。截止到2009年5月，大亚湾核电站和岭澳核电站四台机组均已成功实施RIS063/064VP防止锅炉效应的改进。参考文献：1 Palo Alto, U S Nuclear Industry Approaches to Address Gate Valve Pressure Locking, Thermal Binding, and Related Issues. EPRI, 1999, TR-114051.2 F.Amblard, Over Pressurisation Risk Methodology For EPR. 2007,ECEMA070624.3 张佳辉, 大亚湾和岭澳核电站RIS063/064VP防止锅炉效应改进详细设计。2008。4 刘萍萍, 大亚湾/岭澳核电厂闸阀RIS063/064VP防止锅炉效应改造的PSA分析。2008, 2008ST0003-5-003。5 周勇, 大亚湾/岭澳核电站闸阀锅炉效应改进技术经济分析。2005,DG.ORG.553.0500.The harm and prevention of boiler effect for gate valves in nuclear power plantsZhang Jia-hui, Xiang Wen-yuan(China Nuclear Power Technology Research Institute, Ltd., Shenzhen of Guangdong Prov. 518124, China)Abstract：Boiler effect is a common mode failure which is due to the original design of gate valves in nuclear power plants. It can lead to an overpressure and the valves can not be opened and lose the leak tightness. The article describes the harm of boiler effect and the principle of it. It presents a method to judge the valves need to be modified considering the function and configuration of them, the operation and accident of nuclear power plants, the probabilistic safety assessment, the benefit and cost ratio analysis, and etc. Several modifications are given for different valves. At last taken Dayabay and Ling Ao nuclear power plants as examples, it describes how to deal with boiler effect.Key words：Nuclear power plants, Gate valves, Boiler effect作者简介：张佳辉（1979），男，工程师。2004年毕业于清华大学