大型核電凝汽器工廠組裝殼體模塊

任一峰

(上海電氣電站設備有限公司 上海電站輔機廠， 上海 200090)

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大型核電凝汽器工廠組裝殼體模塊

任一峰

(上海電氣電站設備有限公司 上海電站輔機廠， 上海 200090)

摘要：針對大型核電凝汽器在工廠組裝殼體模塊形式，從技術上陳述工廠組裝殼體模塊的關注要點，并從經濟上分析其利弊，提出了對殼體模塊全數鈦管進行內渦流檢測的觀點。

關鍵詞：核電站； 凝汽器； 組裝

典型的大型機組表面式凝汽器設計壽命是30～40年，核電站的凝汽器應該與機組同壽命，但是真正實際運行效果并不理想。由于最初受到設計、制造、安裝的影響，在運行數年后冷卻管損壞速率加大，以及在常規檢查和維修中損壞的管子，所有這些因素影響了凝汽器的安全運行，減少了凝汽器的使用壽命。

凝汽器管束是汽輪發電機組的核心，也是核電機組的冷源。若凝汽器管子發生泄漏，直接影響機組安全運行，甚至會導致核反應堆緊急停堆。故在核電凝汽器的制造中，由管束核心構成的殼體組裝的質量好壞就顯得尤為突出。

1問題的提出

通常國際上對新建大型核電站凝汽器在制造廠出廠有2種組裝方式:在工廠組裝、焊接及穿管、管子與管板連接組合成殼體模塊(見圖1)；僅在工廠殼體組裝和焊接，穿管和管子與管板連接放在現場組合成現場殼體模塊(見圖2)。對于一臺百萬千瓦的核電汽輪機配套的凝汽器冷卻面積可達八萬多平方米，其管子長度達20 m左右，質量重，體積大。以CPR1000凝汽器為例，半個殼體模塊尺寸19 m×6.6 m×4.5 m，質量達230 t，這樣的龐然大物一旦殼體模塊中的鈦管受到外力的作用或受力不均，容易引起變形，而使管子受損，對今后設備的長期安全運行是一種隱患。若在凝汽器安裝就位前，凝汽器殼體模塊底部受力不均衡，將出現鈦管損傷或者管子管板連接處損壞；若使用現場殼體模塊，也會出現受外力產生殼體變形現象，使得整復工作顯得十分困難。

2組裝方式的對比

殼體模塊與現場殼體模塊對比見表1[1]。

表1　殼體模塊和現場殼體模塊對比

3殼體模塊的分析

3.1 組裝運輸的要求

百萬級凝汽器殼體模塊主要由凝汽器鈦復合管板、隔板、側板、支撐結構件和鈦冷卻管等組成，薄壁鈦管穿過間隙很小的管板孔和隔板孔，最后通過脹接和焊接，固定在管板上，以保證不損壞薄壁鈦管和保證管子管板的連接質量。但由于管束部分屬于薄板結構(數十塊厚度僅12 mm隔板)，在殼體模塊裝配后穿管前，整體剛性較差，在穿管后整體鋼性也不是最好，因此在裝配過程中牽涉到的問題很多：如何防止穿管前構件的焊接變形，維持管板、隔板的同心度，如何保證穿管后的5萬支管子和管板的脹接及焊接質量，如何在殼體模塊裝配完畢保證管子的質量完全合格，如何確保長19.5 m、高6.6 m和寬4.5 m的薄壁兩對半殼體模塊結構在吊運中不發生變形等。

為確保管板、隔板的鉆孔質量符合設計要求，鉆孔后100%孔全數檢查，鉆孔質量必須全部合格；另外需要管板、隔板組裝的同心度確保最大不得超過2 mm。當管板、隔板豎立調整尺寸后，采用槽鋼支撐，輔助調節，需要將數十塊隔板通過支撐結構件和管板、側板、底板焊接在一起，此時由于沒有穿管，僅為點焊，整個殼體模塊的剛性很差，采用二氧化碳氣體保護焊能有效地改善焊接構件的變形量，效率也高。經后續穿管表明，比較小的管束部分焊接變形量，保證了整個殼體模塊的焊接變形控制起到關鍵的作用。管子和管板孔清潔度與焊接質量密切相關，為保證管板孔的清潔度，在穿管前需用脫脂白布擦拭管孔至不變色后才允許穿管。一般是先穿厚壁鈦管，再穿薄壁鈦管，穿管到位后，管板兩側需用兩種有色不含氯化物塑料堵頭臨時封口，以防異物和灰塵進入。在穿管過程中嚴防鈦管被損壞，單根鈦管應勻速推進，避免穿管沖擊使冷卻管折彎；應盡量避免在穿管過程中突然停頓，用力不當而使管子出現個別折凹現象(此現象一般發生在管子穿入管板前的外側)，導致管子無法穿入，這種穿管方式是絕對禁止的。穿管后，應將管子進行伸出管口和管板孔往返3次清理，目的是為了避免管子與管板脹接時，管子表面的灰塵和雜質進入管子外表面與管板孔間隙中，而在管子與管板焊接時，嵌入的灰塵和雜質受熱膨脹變質，產生氣孔、氧化等缺陷，從而影響焊縫質量。

由于核電凝汽器管子和管板連接要求很高，不得有任何泄漏,故采用先脹后焊工藝，脹管扭矩大，將原一次脹接改為兩次，并使用了3種脹管器，分別用在管板前、后分段脹接；而焊接過程采取分區梅花形跳焊法，防止由于焊接應力過大造成局部管板變形，導致脹管后的管子松動，使之失效。應解決好金屬鈦的焊接裂紋、氣孔、氧化和熔合不良四大問題,其中氫是引起裂紋和氣孔的主要因素，氧化則主要是因為氧氣和氮氣侵入了焊接保護區域，所以施接時應減少焊縫中氫、氧、氮的含量，同時杜絕空氣侵入，焊接時盡量縮短供氣管的距離，確保在高純度氬氣氣氛下施焊。為了對管子質量進行更嚴格的控制，按合同要求還對殼體模塊中的全數鈦冷卻管進行了內渦流檢測。管子的內渦流檢測是一種新的無損探傷方法，而管子的外渦流檢測不能應用于已經安裝完成的設備中的管子檢查。由于內渦流檢測的實施難度及缺陷判別難度，不能作為管子是否合格或拒收的標準,所以至今國際上沒有公開的成熟檢驗標準[2]。

一旦凝汽器殼體模塊組裝成二對半后，連同運輸裝置，共計230 t左右。但一個殼體模塊的重心存在偏心，其起吊點應做出優化選擇及相應的加強措施。經分析計算，在起吊狀況下，起吊點位置的選擇對殼體模塊及構件應力有一定影響，其中起吊點位置選擇在半個殼體模塊底部兩端長度的1/4 位置，整體結構彎矩小，應力低，各部分應力值均小于材料的彈性極限，不會出現塑性變形，且滿足起吊時對材料強度的要求。若超出殼體模塊結構的最大變形量的許可，須進行相應的應力校核，以滿足其要求。在起吊過程中，若不采取措施糾正偏心，起吊的鋼絲繩就會壓向側板或隔板，而此時殼體模塊的剛性還不是很好，容易使整個殼體模塊產生變形，輕則給凝汽器后續工地安裝造成困難，重則將壓壞鈦冷卻管，為此專門配置了吊運配重，保證殼體模塊重心在吊運過程中始終維持在中心位置。

因殼體模塊比較重，運輸過程中要嚴格檢查其前后左右偏移情況，注意固定和運輸速度；且必須保持包裝完整，以防實施拖運過程中誤傷管束。當隔板遇到外來異物的沖撞，就會引起該塊隔板少量位移變形，處于該塊隔板處的管子受壓后就會變形產生壓痕；每當殼體模塊儲放遇到底面受力不勻，不均勻的力首先就會傳遞到隔板而產生管子的輕微的變形。在殼體模塊現場安裝就位過程中，防止工器具碰傷管子，防止整個殼體模塊在與其他組件安裝施焊中產生的飛濺燙傷鈦管，或者飛濺碰到凝汽器水室側襯膠而發生燃燒，造成無法挽救的損失。

3.2 經濟性分析

核電站采用大型凝汽器殼體模塊形式當組裝組件尺寸達到一定限度，需要從經濟性上來考量：

(1) 對于建設一個三千平方米面積凝汽器組裝場地，且能滿足環境要求的帶蓋頂的廠房，配備相當重量的起吊設備投資很大。

(2) 凝汽器殼體模塊的包裝和運輸所配置的支撐件或包裝裝置的耗材和價格不菲。

(3) 在內陸建核電站，大型設備受運輸條件影響是多方面的，如鐵路運輸、水路運輸，都將花費大量費用。

綜上所述，原先在電站現場組裝的工作量轉向專業制造廠預先完成，從專業化制造、安裝程度、質量保證、縮短現場施工周期及保證項目工期等各方面的評估應該是最佳的，對核電站機組設備安全評估是合理的；但是組裝殼體模塊將多花費的一次性支出，從經濟性上評估是不劃算的。

4內渦流檢測

(1) 鈦管內渦流檢測的目的在于在役檢查或基準檢查，用以確定管材損傷、不連續或運行中磨損。由于管子內渦流檢測中存在很多不確定的因素，如內徑探頭很少有有效的對中裝置，目前也沒有要求或規范驗證對中、人員資質、缺少試驗樣管的標準等，所以不能用內渦流檢測來判別凝汽器鈦管是否合格，即沒有接受和拒收的標準[3]。

(2) 應用內渦流在役檢查或基準檢查是建立管材內渦流檢測的“基準狀態圖”，即在第一次內渦流檢測中，記錄下所檢測管子的詳細測試信息，如頻率、探測速度、相位角和其他參數，以及探頭種類和儀器型號，在設備運行一段時間后，再進行重新檢測，將測量的信息和以前的信息進行對比，以確定管子在最近一段時間內的磨損和損傷，然后進行分析，確定未來是否需要堵管或者更換管子，以及了解蝕坑和壁厚減薄損傷隨運行時間的影響規律,以制定預防性維護計劃。

(3) 凝汽器殼體模塊中的管子應根據水壓試驗或灌水試驗來判別是否需要堵管。基準渦流檢測的目的是用于將穿管與制造/安裝過程中產生的缺陷和與運行中產生的缺陷分開。在制造廠做管子內渦流檢測，只能記錄管子穿管和焊接后的管子信息，不能記錄凝汽器在現場整體安裝就位后的管子信息，也就是說不能做到將制造/安裝過程中產生的缺陷和與運行過程中產生的缺陷分開。

5結語

沿海核電站凝汽器采用殼體模塊的優越性十分顯著，有利于凝汽器核心管束質量控制，保證機組安全運行，在運輸條件許可的情況下，值得推廣。建議不宜在制造廠對殼體模塊中的全數鈦管進行內渦流檢測。

參考文獻：

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

[2] 褚孝榮,單世超. 核電廠汽輪機凝汽器鈦管渦流探傷問題及分析[J]. 汽輪機技術,2015,57(3):234-236.

[3] 任一峰,陳建生. 核電站常規島凝汽器鈦冷卻管內渦流檢測探討[J]. 發電設備,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

中圖分類號：TM623.4； TK264.11

文獻標志碼：A

文章編號：1671-086X(2016)02-0103-03

作者簡介：任一峰(1959—)，男，教授級高級工程師，從事電站輔機的技術開發和質量管理工作。E-mail: renyf@shanghai-electric.com

收稿日期：2015-10-20