大型核电凝汽器工厂组装壳体模块

任一峰

(上海电气电站设备有限公司 上海电站辅机厂， 上海 200090)



大型核电凝汽器工厂组装壳体模块

任一峰

(上海电气电站设备有限公司 上海电站辅机厂， 上海 200090)

摘要：针对大型核电凝汽器在工厂组装壳体模块形式，从技术上陈述工厂组装壳体模块的关注要点，并从经济上分析其利弊，提出了对壳体模块全数钛管进行内涡流检测的观点。

关键词：核电站； 凝汽器； 组装

典型的大型机组表面式凝汽器设计寿命是30～40年，核电站的凝汽器应该与机组同寿命，但是真正实际运行效果并不理想。由于最初受到设计、制造、安装的影响，在运行数年后冷却管损坏速率加大，以及在常规检查和维修中损坏的管子，所有这些因素影响了凝汽器的安全运行，减少了凝汽器的使用寿命。

凝汽器管束是汽轮发电机组的核心，也是核电机组的冷源。若凝汽器管子发生泄漏，直接影响机组安全运行，甚至会导致核反应堆紧急停堆。故在核电凝汽器的制造中，由管束核心构成的壳体组装的质量好坏就显得尤为突出。

1问题的提出

通常国际上对新建大型核电站凝汽器在制造厂出厂有2种组装方式:在工厂组装、焊接及穿管、管子与管板连接组合成壳体模块(见图1)；仅在工厂壳体组装和焊接，穿管和管子与管板连接放在现场组合成现场壳体模块(见图2)。对于一台百万千瓦的核电汽轮机配套的凝汽器冷却面积可达八万多平方米，其管子长度达20 m左右，质量重，体积大。以CPR1000凝汽器为例，半个壳体模块尺寸19 m×6.6 m×4.5 m，质量达230 t，这样的庞然大物一旦壳体模块中的钛管受到外力的作用或受力不均，容易引起变形，而使管子受损，对今后设备的长期安全运行是一种隐患。若在凝汽器安装就位前，凝汽器壳体模块底部受力不均衡，将出现钛管损伤或者管子管板连接处损坏；若使用现场壳体模块，也会出现受外力产生壳体变形现象，使得整复工作显得十分困难。

2组装方式的对比

壳体模块与现场壳体模块对比见表1[1]。

表1　壳体模块和现场壳体模块对比

3壳体模块的分析

3.1 组装运输的要求

百万级凝汽器壳体模块主要由凝汽器钛复合管板、隔板、侧板、支撑结构件和钛冷却管等组成，薄壁钛管穿过间隙很小的管板孔和隔板孔，最后通过胀接和焊接，固定在管板上，以保证不损坏薄壁钛管和保证管子管板的连接质量。但由于管束部分属于薄板结构(数十块厚度仅12 mm隔板)，在壳体模块装配后穿管前，整体刚性较差，在穿管后整体钢性也不是最好，因此在装配过程中牵涉到的问题很多：如何防止穿管前构件的焊接变形，维持管板、隔板的同心度，如何保证穿管后的5万支管子和管板的胀接及焊接质量，如何在壳体模块装配完毕保证管子的质量完全合格，如何确保长19.5 m、高6.6 m和宽4.5 m的薄壁两对半壳体模块结构在吊运中不发生变形等。

为确保管板、隔板的钻孔质量符合设计要求，钻孔后100%孔全数检查，钻孔质量必须全部合格；另外需要管板、隔板组装的同心度确保最大不得超过2 mm。当管板、隔板竖立调整尺寸后，采用槽钢支撑，辅助调节，需要将数十块隔板通过支撑结构件和管板、侧板、底板焊接在一起，此时由于没有穿管，仅为点焊，整个壳体模块的刚性很差，采用二氧化碳气体保护焊能有效地改善焊接构件的变形量，效率也高。经后续穿管表明，比较小的管束部分焊接变形量，保证了整个壳体模块的焊接变形控制起到关键的作用。管子和管板孔清洁度与焊接质量密切相关，为保证管板孔的清洁度，在穿管前需用脱脂白布擦拭管孔至不变色后才允许穿管。一般是先穿厚壁钛管，再穿薄壁钛管，穿管到位后，管板两侧需用两种有色不含氯化物塑料堵头临时封口，以防异物和灰尘进入。在穿管过程中严防钛管被损坏，单根钛管应匀速推进，避免穿管冲击使冷却管折弯；应尽量避免在穿管过程中突然停顿，用力不当而使管子出现个别折凹现象(此现象一般发生在管子穿入管板前的外侧)，导致管子无法穿入，这种穿管方式是绝对禁止的。穿管后，应将管子进行伸出管口和管板孔往返3次清理，目的是为了避免管子与管板胀接时，管子表面的灰尘和杂质进入管子外表面与管板孔间隙中，而在管子与管板焊接时，嵌入的灰尘和杂质受热膨胀变质，产生气孔、氧化等缺陷，从而影响焊缝质量。

由于核电凝汽器管子和管板连接要求很高，不得有任何泄漏,故采用先胀后焊工艺，胀管扭矩大，将原一次胀接改为两次，并使用了3种胀管器，分别用在管板前、后分段胀接；而焊接过程采取分区梅花形跳焊法，防止由于焊接应力过大造成局部管板变形，导致胀管后的管子松动，使之失效。应解决好金属钛的焊接裂纹、气孔、氧化和熔合不良四大问题,其中氢是引起裂纹和气孔的主要因素，氧化则主要是因为氧气和氮气侵入了焊接保护区域，所以施接时应减少焊缝中氢、氧、氮的含量，同时杜绝空气侵入，焊接时尽量缩短供气管的距离，确保在高纯度氩气气氛下施焊。为了对管子质量进行更严格的控制，按合同要求还对壳体模块中的全数钛冷却管进行了内涡流检测。管子的内涡流检测是一种新的无损探伤方法，而管子的外涡流检测不能应用于已经安装完成的设备中的管子检查。由于内涡流检测的实施难度及缺陷判别难度，不能作为管子是否合格或拒收的标准,所以至今国际上没有公开的成熟检验标准[2]。

一旦凝汽器壳体模块组装成二对半后，连同运输装置，共计230 t左右。但一个壳体模块的重心存在偏心，其起吊点应做出优化选择及相应的加强措施。经分析计算，在起吊状况下，起吊点位置的选择对壳体模块及构件应力有一定影响，其中起吊点位置选择在半个壳体模块底部两端长度的1/4 位置，整体结构弯矩小，应力低，各部分应力值均小于材料的弹性极限，不会出现塑性变形，且满足起吊时对材料强度的要求。若超出壳体模块结构的最大变形量的许可，须进行相应的应力校核，以满足其要求。在起吊过程中，若不采取措施纠正偏心，起吊的钢丝绳就会压向侧板或隔板，而此时壳体模块的刚性还不是很好，容易使整个壳体模块产生变形，轻则给凝汽器后续工地安装造成困难，重则将压坏钛冷却管，为此专门配置了吊运配重，保证壳体模块重心在吊运过程中始终维持在中心位置。

因壳体模块比较重，运输过程中要严格检查其前后左右偏移情况，注意固定和运输速度；且必须保持包装完整，以防实施拖运过程中误伤管束。当隔板遇到外来异物的冲撞，就会引起该块隔板少量位移变形，处于该块隔板处的管子受压后就会变形产生压痕；每当壳体模块储放遇到底面受力不匀，不均匀的力首先就会传递到隔板而产生管子的轻微的变形。在壳体模块现场安装就位过程中，防止工器具碰伤管子，防止整个壳体模块在与其他组件安装施焊中产生的飞溅烫伤钛管，或者飞溅碰到凝汽器水室侧衬胶而发生燃烧，造成无法挽救的损失。

3.2 经济性分析

核电站采用大型凝汽器壳体模块形式当组装组件尺寸达到一定限度，需要从经济性上来考量：

(1) 对于建设一个三千平方米面积凝汽器组装场地，且能满足环境要求的带盖顶的厂房，配备相当重量的起吊设备投资很大。

(2) 凝汽器壳体模块的包装和运输所配置的支撑件或包装装置的耗材和价格不菲。

(3) 在内陆建核电站，大型设备受运输条件影响是多方面的，如铁路运输、水路运输，都将花费大量费用。

综上所述，原先在电站现场组装的工作量转向专业制造厂预先完成，从专业化制造、安装程度、质量保证、缩短现场施工周期及保证项目工期等各方面的评估应该是最佳的，对核电站机组设备安全评估是合理的；但是组装壳体模块将多花费的一次性支出，从经济性上评估是不划算的。

4内涡流检测

(1) 钛管内涡流检测的目的在于在役检查或基准检查，用以确定管材损伤、不连续或运行中磨损。由于管子内涡流检测中存在很多不确定的因素，如内径探头很少有有效的对中装置，目前也没有要求或规范验证对中、人员资质、缺少试验样管的标准等，所以不能用内涡流检测来判别凝汽器钛管是否合格，即没有接受和拒收的标准[3]。

(2) 应用内涡流在役检查或基准检查是建立管材内涡流检测的“基准状态图”，即在第一次内涡流检测中，记录下所检测管子的详细测试信息，如频率、探测速度、相位角和其他参数，以及探头种类和仪器型号，在设备运行一段时间后，再进行重新检测，将测量的信息和以前的信息进行对比，以确定管子在最近一段时间内的磨损和损伤，然后进行分析，确定未来是否需要堵管或者更换管子，以及了解蚀坑和壁厚减薄损伤随运行时间的影响规律,以制定预防性维护计划。

(3) 凝汽器壳体模块中的管子应根据水压试验或灌水试验来判别是否需要堵管。基准涡流检测的目的是用于将穿管与制造/安装过程中产生的缺陷和与运行中产生的缺陷分开。在制造厂做管子内涡流检测，只能记录管子穿管和焊接后的管子信息，不能记录凝汽器在现场整体安装就位后的管子信息，也就是说不能做到将制造/安装过程中产生的缺陷和与运行过程中产生的缺陷分开。

5结语

沿海核电站凝汽器采用壳体模块的优越性十分显著，有利于凝汽器核心管束质量控制，保证机组安全运行，在运输条件许可的情况下，值得推广。建议不宜在制造厂对壳体模块中的全数钛管进行内涡流检测。

参考文献：

[1] Heat Exchange Institute. Condenser modular replacement vs retube[EB/OL]. Ohio: Heat Exchange Institute, 2007[2007- 09-14]. http：//www.heatexchange.org.

[2] 褚孝荣,单世超. 核电厂汽轮机凝汽器钛管涡流探伤问题及分析[J]. 汽轮机技术,2015,57(3):234-236.

[3] 任一峰,陈建生. 核电站常规岛凝汽器钛冷却管内涡流检测探讨[J]. 发电设备,2013,27(5):319-321.

Workshop Assembly Module of Condenser Tube Bundles for Large Nuclear Power Stations

Ren Yifeng

(Shanghai Power Station Auxiliary Equipment Works, Shanghai Electric Power Generation Equipment Co., Ltd., Shanghai 200090, China)

Abstract：For the workshop assembly module of condenser tube bundles in large nuclear power stations, focus points of the module were discussed from the technical point of view, while corresponding advantages and disadvantages were economically analyzed, based on which a suggestion was proposed to perform ID eddy current testing for all the titanium tubes.

Keywords：nuclear power station; condenser; workshop assembly module

中图分类号：TM623.4； TK264.11

文献标志码：A

文章编号：1671-086X(2016)02-0103-03

作者简介：任一峰(1959—)，男，教授级高级工程师，从事电站辅机的技术开发和质量管理工作。E-mail: renyf@shanghai-electric.com

收稿日期：2015-10-20