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核电站用核级板式热交换器的设计与制造*

2014-07-24金雪梅

机械研究与应用 2014年4期
关键词:核级板片热交换器

金雪梅

(兰州兰石换热设备有限责任公司,甘肃 兰州 730050 )

核电站用核级板式热交换器的设计与制造*

金雪梅

(兰州兰石换热设备有限责任公司,甘肃 兰州 730050 )

针对目前核电站用板式热交换器大型化、高参数化及高可靠性、安全性的要求,以RCC-M 《压水堆核电厂核电机械设备设计和建造规则》为依据 ,阐述了核电行业典型的设备冷却水系统核安全3级板式热交换器的设计和制造要点,确保满足核电标准的设计要求,并能够安全稳定的运行。

板式热交换器;核电站;设备冷却水系统;RCC-M

Abstract: For the requirements of largescale, parameterization, reliability and safety of the plate heat exchanger for nuclear power plant, the key points of the design and manufacture of the plate heat exchanger for unclear power plant is elucidated, which is based on the typical plate heat exchanger for the cooling water system of nuclear security level 3 and the “design and construction rules for mechanical components of PWR nuclear islands RCC-M”, it can be ensured to satisfy the design requirements,and operate stable and safety.

Key words: plate heat exchanger;nuclear power station; cooling water system; RCC-M

0 引 言

随着核电行业的快速发展,核电站的装机容量达到了1 250~1 750 MW。核电站设计逐步向大型化、高参数、高性能、大处理量及高可靠性、安全性方向发展,核电站用板式热交换器虽为辅件,但却有着非常重要的作用,因此,对核电站用核级板式热交换器的设计与制造也应提出更高的要求。设备冷却水系统(RRI)通过板式热交换器,是将核岛的热量传递到由重要厂用水系统(SEC)不断提供的海水中,将热量带走,达到所要求的参数[1]。核电站用板式热交换器的设计是根据给定的工艺设计条件,依据技术规格书中的规范标准,在确保安全的前提下,经济、正确地选择材料,并进行结构、强(刚)度、密封性的设计。设计中在满足设备功能的同时还需综合考虑材料、结构、制造、检验、试验等环节,并在各环节依据质量保证大纲设置相应控制点,进行检查、试验并保存记录或报告等,以便进行有效控制。

1 核电站设备冷却水系统的描述[1]

核电站设备冷却水系统具有冷却功能而且还有隔离作用,是核岛各热交换器与海水之间的一道屏障,即可以避免放射性流体不可控的释放到海水中而污染环境,又可以防止海水对各热交换器的腐蚀。

核电站每个机组的设备冷却水系统由A系列和B系列组成。每个系列并列设置两台板式热交换器,它们由同样并列设置的两台泵提供水源。设备冷却水系统板式热交换器(以下简称板式热交换器)的一侧接SEC系统,另一侧接RRI系统,如图1所示。

图1 设备冷却水系统(RRI)

2 技术特点

板式热交换器有固、活压紧板、板片、密封垫、上、下导杆、支柱、夹紧螺柱等零部件组成。核电站的设备根据其安全功能和安全重要性进行分级,分为核1、2、3级和非核级,设备冷却水系统板式热交换器属核安全3级设备。根据安全等级确定其设计标准为RCC—M 《压水堆核电厂核电机械设备设计和建造规则》。

由于系统的特殊要求,介质的处理量较大,单侧系统的总处理量达到了4 500 m3/h。因此,为了满足核电厂设计的要求,板式热交换器的进、出口管径设计到DN400~DN550mm。产品的外形尺寸(长×宽×高)约为4 000 mm×1 800 mm×3 800 mm。笔者曾为某核电站设计的设备冷却水系统板式热交换器的介质进、出口管就是DN400,设备外形尺寸为3 800×1 800×3 800,设计参数如表1所列。

表1 设计参数

板式热交换器的两侧的介质分别为除盐水和海水,因钛板对海水有很好的抗腐蚀作用,所以板片材料选为钛板。夹紧螺柱和导杆长度应设计成能够允许安装20%的附加板片。为便于维护和进行内部清理,板式热交换器海水侧进、出口对应的活动压紧板上,应开设检查孔。海水进口管路上应设置滤网,滤孔不大于3 mm。

3 材 料

按照核电设备的要求,设备冷却水板式热交换器的框架使用寿命为40年。由于设备工作环境比较潮湿,盐雾浓度较高,所以在选择框架材料时既要满足设备的刚度、强度条件,也要充分考虑设备工作环境对框架的影响。传热板片是板式热交换器的核心元件,冷、热流体的换热以板片为基础,它在工作时承受两侧流体的压力差,因此,板片既是传热元件又是承压元件。设备冷却水系统热交换器两侧介质分别是除盐水和海水,因此,与介质直接接触部位的材料应为耐海水腐蚀的钛板。

橡胶密封垫是板式热交换器的另一个重要元件,对板式热交换器的使用寿命有着重要的意义。如果这些垫片老化、失去应有的弹性,就会导致热交换器泄漏,不能正常运转。因此,橡胶密封垫的选材应符合相应核电站的使用条件、气候环境等的要求。设备冷却水系统板式热交换器用橡胶密封垫一般选用NBR或EPDM。

4 设 计

4.1 主要规范和标准

HAD003/06核电厂设计中的质量保证;RCC-M 压水堆核岛机械设备设计和建造规则(2000年及2002补遗);RCC-P压水堆核电站系统设计和建造规则 (1991年及1995年版修订);ASME B16.5 管法兰和法兰管件;NB/T 47004-2009 板式热交换器。

4.2 设计计算[2-3]

板式热交换器的结构设计需根据RCC-M 规范及NB/T 47004-2009标准,对压紧板、上导杆、夹紧螺柱等进行强度校核计算。

(1) 压紧板厚度计算 目前,核级板式热交换器依据RCC-M D3300 非圆形盲板法兰的计算公式进行计算,同时考虑了平板开孔对压紧板刚性削弱的影响。笔者按此方法设计的板式热交换器,进行了抗震应力分析计算,能够满足核电站各个工况的要求,现已成功的应用在了许多核电项目上。计算公式如下:

式中:C为结构特征系数;d为接触点之间的最小距离,mm;L为螺栓孔中心的连线周长,mm;hg为垫片力臂,mm;P为设计压力,MPa;S为材料许用应力,MPa;K为修正系数;t为平封头所需的最小厚度,不包括腐蚀裕量,mm;HC为螺栓总载荷,由夹紧螺柱计算而得,MPa。

按照RCC-M标准,式中结构特征系数C取0.3,修正系数K取1,结合其它已知参数,由上式即可求得最小壁厚t值。

(2) 上导杆、夹紧螺柱的计算 板式热交换器上导杆、夹紧螺柱的计算,依据NB/T47004-2009标准释义进行。

因设备冷却水系统板式热交换器安全等级为核安全3级,抗震类别1F,因此还应进行抗震应力分析计算与应力评定。计算载荷和规范:抗震应力分析计算所考虑的载荷参数包括设备充水重量、设计温度、设计压力、接管载荷、地震载荷。板壳型构件的应力评定限制按照RCC-M C3300 ,应力限制如表2所列。

表2 应力限制

表2所列中:σm为总体薄膜应力;σl为局部薄膜应力;σb为一次弯曲薄膜应力;S为材料的许用应力。

(3) 线性支撑件的应力评定限制,根据RCC-M H3330的要求进行弹性分析。线性构件的应力限制准则与构件的结构、长径比有关,计算时应依据规范选择合适的计算公式。

(4) 支撑螺栓的应力评定限制,根据RCC-M ZVI 2461 ,对于铁素体钢螺栓的应力限制如下:

承受纯拉伸的螺栓紧固件或螺纹零件中的平均应力限制在Ftb值以内:

Ftb=0.5Sμ

承受纯剪切的螺栓紧固件或螺纹零件中的平均应力限制在Fvb值以下:

同时承受拉伸和剪切联合作用的合应力应满足下属方程式的要求:

式中:Sμ为工作温度下的极限抗拉强度;ft为计算的拉应力;fv为 计算的剪应力;Ftb为工作温度下的许用拉伸应力;Fvb为工作温度下的许用剪切应力。

(5) 介质进、出口法兰的计算 根据RCC-M 技术性附录ZV300 ,对法兰应力的计算。当法兰遵守A1300中的标准之一,又如果(Ps+Peq)的值在设计温度下不超过法兰的允许压力最大值,则不需要按照ZV300 的规定进行法兰校核,否则应按照ZV300的规定进行校核。其中(Ps+Peq)是在各工况下遇到的工作压力Ps和等效压力Peq组合的最大值。考虑接管外载荷,等效压力的计算公式如下:

式中:Fa为施加在螺栓连接件上的轴向力;Mf为施加在螺栓连接件上的弯曲力矩;Dj为 垫圈平均直径。

(6) 法兰的应力限制 依据RCC-M ZV370,的规定,需对各工况下的应力进行校核,各工况的应力限制见表3。

表3 各工况的应力限制

式中:S为法兰材料在设计温度下的许用应力;SH为法兰颈外表面的纵向应力;SR为法兰盘与法兰颈交界处的纵向应力;ST为法兰盘与法兰颈交界处的切向应力。

5 制 造

核电站用核级板式热交换器的制造不同于其它行业。核电行业要求板式热交换器的使用寿命为40年,而且必须能够保证长期稳定运行,每年需要的停运维修次数不超过一次。所以,核级板式热交换器的制造除了应满足已确认的图纸、工艺、规程、技术标准的要求外,还必须对各个工序严加控制,每一序都应有相应的技术文件和检验记录。

(1) 板片的成型 板片必须一次成型,其成型精度直接关系到热交换器的传热性能、密封以及使用效果。板片批量压制前,应按RCC-M F4000《成形和尺寸公差》的要求进行工艺评定。成型后的板片,检查员应按照《评定指导书》的要求进行检验,合格后再进行批量压制。板片压制过程中应制定详细的检验规范,并严格执行,保证板片波纹尺寸和其它质量参数完全满足设计要求。

(2) 橡胶密封垫 由于对流层臭氧(地面臭氧或电频产生的臭氧)会在橡胶制品受拉伸、挤压的的条件下导致模具成型的橡胶制品产生裂纹,因此,板式热交换器橡胶密封垫的原材料及制造过程必须加以严格控制。橡胶密封垫的制造、检验、验收应符合

NB/T47004-2009《板式热交换器》标准附录A的规定。

(3) 装配 核级板式热交换器的外形尺寸(长×宽×高)达到了4 000 mm×1 800 mm×3 800 mm,属于大型板式热交换器。大型板式热交换器的装配很关键,在装配过程中,应控制细长杆件的直线度和零部件之间的装配公差,保证整台设备的垂直度、水平度满足图纸和工艺文件的要求。检查员应按工序要求进行跟踪和验收,并做好检查记录。

(4) 涂装 核级板式热交换器的碳钢零部件表面应进行防腐处理。根据设备在核电厂中所处的区域不同,涂漆系统也不同,涂料的性质也有不同。涂漆系统和涂装要求应符合RCC-M F5300的规定。

(5) 清洁度 清洁度的控制对核设备很重要。核级板式热交换器的清洁度是应符合RCC-M F6000的规定。设备冷却水系统板式热交换器的清洁度等级为B级,要求的工作区为Ⅲ级。检查员应按清洁度等级的要求进行检查,确保各阶段清洁度达到要求,并进行记录。

6 试 验

核级板式热交换器的试验有水压试验和氦气密封性试验。水压试验应在氦气密封性试验前进行。每台板式热交换器制成后必须逐台进行试验[3],主要是为了验证板式热交换器在试验条件下的强度、刚度和密封性能。

笔者设计的核级板式热交换器的单侧水压试验压力为1.8 MPa,试验压力是设计压力的1.5倍,每侧试验持续1 h,两侧均一次合格。氦气密封性试验时,两侧的泄漏值远低于要求的标准值,满足相关标准和规范的要求。

在试验过程中,操作工应严格按工艺规程执行。试验中用到的仪器仪表、测量器具、检测设备等均应在有效鉴定期内,精度等级符合标准和规程的要求。水压试验的水质很重要,在水压试验前应有符合清洁度要求的水质报告,检测值应符合RCC-M F6000 附录 Ⅲ 的相关规定。检查员应及时跟踪,并记录试验数据。

7 结 语

通过对核安全级板式热交换器的设计、选材、制造、试验方面的严格要求,并严格控制在设计和制造过程中的质量,提高核级板式热交换器的整体质量,以便更好的满足核电站大型化、高参数、高性能、大处理量及高可靠性、安全性的要求,确保板式热交换器能够安全、稳定的运行。

[1] 广东核电培训中心.900 MW 压水堆核电站系统与设备[M].北京:原子能出版社,2004.

[2] 法国核岛设备设计、建造及在役检查规则协会.中科华核电技术研究院有限公司(译). RCC-M 压水堆核岛机械设备设计和建造规则[M].上海:科学技术文献出版社,2010.

[3] 国家能源局.NB/T 47004-2009 板式热交换器[S].北京:新华出版社,2009.

Nuclear Safety Level Plate Heat Exchanger Design and Manufacture for Nuclear Power Station

JIN Xue-mei

(LanzhouLsHeatExchangeEquipmentCo.,Ltd,LanzhouGansu730050,China)

2014-06-16

金雪梅(1978-),女,甘肃兰州人,工程师,研究方向:可拆卸板式热交换器的设计与研究。

TH12

A

1007-4414(2014)04-0152-03

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