摘要:某核电厂MSR配置的先导式安全阀在机组调试、运行检修期间,多次发生先导阀不起跳、主阀O环密封问题,通过对设计、结构进行全面深入的技术分析,确定问题产生的可能原因,并制定了先导阀阀瓣材质升级、主阀O环取消的技术改进方案,实践验证该方案有效,保证了设备质量。本项目研究成果,可根本上解决核电MSR先导式安全阀主阀O环泄漏、先导阀不起跳长期遗留的共性问题,为后续设备设计选项、自主化攻关研发推进实施提供技术经验。
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鉴于国内多台CPR1000核电机组MSR配置的先导式安全阀在役运行、大修阶段均先后发生主阀O环泄漏、先导阀整定压力不起跳问题,给机组稳定运行带来一定的安全隐患,为此,各业主均高度关注该问题的解决。同时,华龙一号项目采用该型先导式安全阀,结构相同,同样存在类似问题,必须对该型安全阀进行研究及改进,找到问题的关键所在,确保上述问题得到有效解决和验证,保证机组安全稳定运行。
1、设备简介
1.1结构特点
发生上述各种问题的国内核电MSR安全阀均是原滨特尔生产供货的先导式安全阀,该阀主要由主阀、先导阀和平衡阀组成,阀门启闭由先导阀控制,阀门整定压力实际上就是先导阀的整定压力。
主阀阀座、阀瓣金属密封面在系统压力作用下接触贴合形成主密封;密封O环与阀座内侧斜边挤压接触形成辅助密封,增强启停机阶段负压状态下的密封性。先导阀主要由阀芯、阀座、上下调节圈、弹簧和阀杆等部件组成,阀芯和阀座材质均为316SST。详细结构如图1所示。
图1安全阀结构图
1.2动作原理
(1)正常工况下,系统压力低于阀门整定压力,先导阀处于关闭状态,平衡阀无驱动力,在弹簧力作用下处于关闭状态,主阀阀芯上腔与系统介质连通,阀芯上部受压面积比下部大,在弹簧力和上腔压力作用下,主阀处于关闭状态[1]。
(2)当系统超压时,先导阀开启排放介质。若先导阀不足以泄压,系统压力继续升高,先导阀开启高度增加,出口压力升高,克服平衡阀弹簧力使其开启排放主阀阀芯上腔介质失去下压力,阀芯在系统压力向上作用力下克服弹簧力,主阀开启[1]。
(3)当系统泄压后,先导阀关闭,出口压力降为0,平衡阀失去驱动力,在弹簧力作用下关闭。系统介质进入主阀阀芯上腔重新建立压力,阀芯与阀座重新接触建立密封,主阀关闭[1]。
1.3安全阀的布置
MSR先导式安全阀布置在汽水分离再热器壳体顶部或热再出口,其主要作用是防止汽水分离再热器壳体超压破坏[2]。当安全阀超压后不起跳时,会导致汽水分离再热器超压,影响机组安全运行,甚至发生安全事故,其布置接口如图2所示。
图2 MSR安全阀布置接口图
2、问题描述及原因分析
2.1问题描述
2.1.1主阀密封泄漏问题
某核电机组运行其时检查GSS2101/2102/2103/1101/1102VV安全阀排汽管放水口时,发现有持续滴水现象,疑似这些安全阀存在内漏[3],如图3所示。机组大修期间,将这些安全阀进行了解体,检查发现主阀密封O环破损和变形严重,如图4所示。现场对O环进行了3次改进换型,但该问题一直未能得到有效解决。
2.1.2先导阀不起跳问题
某核电机组大修期间,对6台MSR安全阀先导阀解体前校验,其中GSS1101/1103/2103VV升压至定值上限值时,发现阀门仍无法起跳,GSS1102/2101/2102VV能够起跳,但起跳值都接近或超过上限值,起跳后重新升压过程中,提前发生泄漏,密封性均不满足要求,检查结果详见表1。
图3安全阀泄漏
图4主阀O环损坏情况
2.2原因分析
2.2.1主阀密封泄漏问题
根据表2国内某核电机组大修处理过程,造成主阀泄漏的主要原因为主阀O环环选型有误(不耐高温、尺寸偏大),虽然经工程、业主和供应商多次设计改进处理,损坏或内漏情况有所好转,但根本问题仍未彻底解决,需要进一步研究对主阀密封型式、结构设计进行优化改进。
2.2.2先导阀不起跳问题
针对MSR先导式安全阀不起跳问题开展了详细的分析[4],见表3。
制造商原设计先导阀的阀瓣、阀座材质均采用316SST奥氏体不锈钢,这种奥氏体不锈钢材质具有良好的塑性、韧性[5],阀瓣和阀座的接触表面无硬度差,而长期处于高温蒸汽运行环境下,很可能产生粘连现象。综合上述故障分析及检查结果,影响阀门正常起跳的直接原因是:先导阀阀门密封面存在“粘连”。
3、技术改进方案
3.1主阀密封结构型式
由于安全阀主阀O环进行了多次设计选型和改进后,仍存在主阀O环变形、尺寸不合适等问题,进而影响到主阀密封性能,经与阀门制造商进行多次技术沟通,并调研相同结构阀门在法国EDF电厂运行经验,最终决定采用取消主阀非金属O环密封结构而采用金属硬密封结构的技术改进方案,并通过样机热态试验、在运机组改造等方法进行验证,最终推广至后续华龙一号机组上。
表1 MSR安全阀先导阀解体前校验情况
表2国内某核电机组MSR安全阀主阀O环泄漏及处理
表3 MSR安全阀先导阀不起跳分析
(1)原理上能解释故障现象;
(2)显微镜检查异常的5个阀门与正常的1个阀门密封面有不同(异常的阀门密封面成气泡状);3、5个异常的阀门均不内漏;1个无异常的阀门密封性试验不合格。(1)6个阀门阀瓣与阀座材料应该相同,不存在材料不同的问题;
(2)金属粘连故障不会导致严重超压;
(3)此类故障模式咨询内外部专家均表示没有见过如此严重的粘连(轻微粘连是常有发生的)。中
图5改进前MSR安全阀主阀带O环密封结构型式
图5所示为改进前MSR安全阀主阀带O环密封结构型式,对应图中件72、73a、73b、74。
图6所示为改进后MSR安全阀主阀取消O环后密封结构型式,主阀密封依靠阀瓣与阀座金属面接触硬密封。
图6改进后MSR安全阀主阀取消O环后密封结构型式
3.2先导阀阀瓣、阀座材质升级替代
通过分析得出,影响阀门正常起跳的直接原因为先导阀阀门密封面存在粘连现象,虽然阀门制造商设计反馈该先导阀结构及材质有成熟核电厂应用业绩,且材质选择满足设计运行温度要求,仍多次发生先导阀不起跳问题。因此,将问题安全阀与同类进口MSR安全阀材料的设计选型进行对比分析,同类进口安全阀的先导阀阀瓣选用410SST,阀座选用304SST,化学成分及机械性能见表4和表5,其中410SST属于马氏体不锈钢,具有较高的强度、硬度和耐磨性,阀瓣与阀座有一定的硬度差,且运行期间未发生先导阀粘连不起跳的情况。
表4化学成分(wt%)
基于上述对比分析,提出对问题MSR安全阀先导阀阀瓣材质进行升级替代,选用不同金相组织的材料或对先导阀阀瓣、阀座堆焊硬质合金方案(形成硬度差),使阀瓣、阀座接触表面形成一定的硬度差,并通过样机热态试验和真空试验进行验证,并在已商运机组及华龙一号机组上落实改进。
最终确定了MSR安全阀先导阀阀瓣材质升级替代方案,即将先导阀阀瓣材质由原316SST升级替代为SA-276 Gr. 410 condition T。
4、试验与应用验证
4.1主阀O环取消方案验证
一方面,安全阀制造商工厂制造了样机,取消O环后,进行了阀门热态功能试验验证和真空试验,阀门动作正常,密封无泄漏,试验结果均合格,验证了安全阀取消O环后主阀密封效果满足设计金属面硬密封要求。
另一方面,与国内阀门厂同步开展立式MSR先导式安全阀关键技术攻关与工程样机研制工作,也验证了取消O环后的阀门功能正常。
4.2先导阀阀瓣材质升级替代验证
MSR安全阀先导阀阀瓣材质升级替代的主要目的是使阀瓣、阀座接触面形成硬度差,避免先导阀在运行周期内长期在高温高压下关闭状态发生粘连现象,进而影响到MSR安全阀主阀的正常动作。对于阀瓣材质升级替代后的验证,上述样机工厂内验证试验表明安全阀在热态功能试验工况下未再次发生先导阀粘连情况。
为进一步验证改进效果,安全阀厂家先行提供了材质升级替代后的新阀瓣备件,业主在103大修中完成了其中4台MSR安全阀先导阀阀瓣的替代工作,经过机组1个运行周期,并在104大修对MSR安全阀进行解体检查及验证,确认材料升级替代后的4台安全阀先导阀均未发现因阀瓣、阀座粘导致的不起跳问题,成功验证了先导阀阀瓣材质升级替代技术方案的可行性。
5、结论
经过研究、分析与实践,基本查明核电MSR安全阀主阀内漏、先导阀不起跳问题的关键所在,制定的技术方案可从根本上解决主阀密封泄漏、先导阀不起跳等长期遗留的共性问题,通过样机试验验证、自主化攻关研发、关键部件升级替代及整体替代方式逐步推进实施,确保关键技术问题有效解决,并最终实现MSR安全阀自主化研发。主要创新点如下:
(1)开展立式MSR先导式安全阀的技术研究,比对国内、国外产品技术差异;
(2)提出先导阀阀瓣、阀座材质升级替代方案,并通过样机试验、在运机组大修检查等方式进行验证;
(3)在解决工程项目、业主在运在役机组遗留问题同时,推进MSR安全阀自主化攻关研发工作,将相关经验反馈及时落实在技术方案中,并制造自主化样机验证,通过行业专家鉴定、评审;
制定的技术改进方案,可根本解决运行状态下MSR安全阀主阀泄漏、先导阀出现粘连不起跳等问题。
参考文献:
[1]田爽。许泽伟浅析安全阀选型设计[J].化工设计, 2012,222(3),15-17.1.
[2]广东核电培训中心编.900MW压水堆核电站系统与设备(上册)M].北京:原子能出版社, 2007.
[3]孙哲。罗乔军核电站中安全阀的常见故障及分析[J].通用机械。2010(12):20-23.
[4]万民涛。吴琛汽水分离再热器安全阀失效原因及维修标定技术探究[J].电力系统设备, 2021(6):95-96.
[5]郭玉林,等五金手册[M]郑州:河南科学技术出版社, 2009.
文章来源:李庆华,丁佳鹏.核电MSR先导式安全阀典型故障分析及改进应用[J].汽轮机技术,2023,65(04):317-320.
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期刊名称:汽轮机技术
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