某核電廠主蒸汽安全閥技術改進及對運行影響

朱鋼梁+楊宇+常婷

【摘 要】本文結合參考電廠主蒸汽安全閥運行經驗反饋，分析闡述了我廠主蒸汽安全閥改進原因及改進內容，通過描述技術改進后對運行的影響，為某核電廠機組在主蒸汽安全閥技術改造后能安全穩定運行提供了借鑒。

【關鍵詞】主蒸汽安全閥；運行反饋；故障分析；運行影響

0 概述

作為核電廠核安全二級設備，主蒸汽安全閥除了為蒸汽發生器和主蒸汽管線提供超壓保護，還承擔在Ⅲ類工況或Ⅳ類工況或Ⅱ類工況（如緊急停堆），在汽機旁路排放不能利用時，通過排除反應堆冷卻劑系統產生的能量來防止一回路側超壓和過熱，以及通過限制蒸汽釋放的數量和速率來防止堆芯過冷的功能。

1 參考電站主蒸汽安全閥運行反饋及故障分析

參考電站主蒸汽安全閥采購的是法國的彈簧式安全閥，共計28臺，采用3+4的形式，即每條管線布置3臺助動彈簧安全閥和4臺機械彈簧安全閥。根據調試和運行維修的經驗反饋，這些安全閥在運行過程中出現過一些問題和故障，這些運行故障在法國核電站的初期運行中也同樣出現過。下面就對這些問題進行匯總和分析：

1）法國同類核電站的主蒸汽安全閥在運行初期，多次出現過閥門誤開啟從而引起反應堆停堆的事故，經分析主要原因是由于助動式安全閥控制箱的電氣元器件故障導致控制回路失效或誤動作而引起的。根據這一外部經驗反饋，為保證機組的穩定運行，參考電廠主蒸汽安全閥的助動裝置一直未投入使用（未與控制箱連接）。同時，為了提高閥門開啟前的泄漏壓力，保證閥門在熱停堆工況下的密封性，運行部門在規程上將助動式主蒸汽安全閥的整定壓力設置為上限，即（8.3+0.1）MPa.a。

2）在參考電站調試期間以及2002年6月，主蒸汽安全閥1VVP104VV兩次在7.67 MPa.a壓力下起跳，但事后維修檢測發現，閥門的整定值并無異常；分析認為，主要原因是該閥門的助動裝置未投用，其整定值接近熱停堆工況下的蒸汽發生器二次側設計壓力，不滿足10%的冗余度要求。在熱停堆工況下，系統壓力峰值瞬間超過閥門整定值，導致安全閥意外開啟。

3）參考電站101大修熱停堆工況下一臺主蒸汽安全閥回座異常造成大量泄漏， 被迫冷停堆處理， 解體后發現閥芯密封線偏離正常位置5mm。經分析，主要原因是閥門起跳后，大量蒸汽排放形成的振動使閥芯偏離中心線，造成彈簧的密封力不能平均分布在密封面上，導致密封不嚴而泄漏。

4）參考電站102大修熱停堆工況下兩臺主蒸汽安全閥出現輕微泄漏， 經現場振動處理后泄漏消除。經分析，原因有三點：一是，整定壓力為8.3MPa.a的安全閥開啟前密封壓力只有整定壓力的92%，由于未投用助動裝置，僅靠彈簧提供的密封壓力偏低，容易泄漏；二是，同一管線下游不遠的主蒸汽隔離閥長期振動超標，也容易造成安全閥閥座密封面不能很好的接觸，導致泄漏；三是，熱停堆工況下主蒸汽系統壓力波動較大，超過安全閥的最低密封壓力，導致泄漏。

5）參考電站102大修中發現4臺主蒸汽安全閥閥內件由于振動發生損傷， 其中2臺損傷嚴重。出現這種情況，主要原因不外以下兩點：一是，主蒸汽隔離閥長期振動超標，導致安全閥的密封面振動而損傷；二是，安全閥長期輕微泄漏導致密封面損壞。

6）閥門是否開啟沒有信號顯示，操縱員無法判定閥門所處的狀態[1]。

2 某核電廠主蒸汽安全閥的技術改進

參考電站主蒸汽安全閥在調試和運行維修中出現的各種問題，提供了大量的反饋經驗。從收集到的故障情況分析，主要故障集中在整定壓力為8.3MPa.a的助動式安全閥上。因此，為避免出現參考電站主蒸汽安全閥同樣的問題，在設計過程中實施改進。

2.1 采用彈簧式加載式安全閥

從法國核電站得到的運行經驗反饋，助動裝置和配套控制柜的結構復雜，可靠性較差，其由個別元器件故障引起的這套裝置的意外動作會導致安全閥誤開啟，這是工藝性的，可能會導致蒸汽發生器失控排放，從而引起反應堆停堆和過冷。因此取消了助動裝置和配套控制柜，改為采用彈簧加載式安全閥，從而避免了電氣元器件故障引起安全閥誤開啟從而導致反應堆停堆和過冷的事故發生。

2.2 主蒸汽安全閥的整定值和數量重新分布

由于參考電站助動安全閥的整定壓力只有8.3MPa，而且助動裝置未投入使用，與熱停堆壓力之間的差距過小，不滿足10%冗余的設計規范，容易引起閥門正常運行時的漏氣現象；從而增加正常運行總的維修量，影響機組穩定運行，降低機組的可利用率。因此，某核電廠將每條蒸汽管線上的7臺主蒸汽安全閥的整定值和數量重新分布，仍按照整定值分為兩組，第一組安全閥起跳整定值由原來的8.3MPa提高到8.5MPa，數量由3臺減少為2臺，第二組安全閥起跳整定值不變，仍是8.7MPa，數量則由4臺增加為5臺；在這一改進中，由于第一組安全閥不參與Ⅱ類事故下蒸汽發生器的超壓保護功能，同時其整定值遠離熱停堆壓力（冗余度達到12%），使得這組安全閥的動作次數大大降低，減少了閥門頻繁起跳和泄漏引起的密封面損傷[2]。

2.3 改進安全閥閥芯組件的結構設計

相對于參考電站的設計，此次某核電廠設計使用的閥芯組件有較大改進，主要包括兩個方面：一是，閥桿與閥芯的聯結以及作用點的變化。參考電站設計中閥桿端部帶有螺紋與閥芯上部組件聯結，閥桿與閥芯不直接聯結，閥芯由銷固定在反沖盤上，閥桿端部的作用點位置處在噴嘴密封面以上。某核電廠的主蒸汽安全閥閥芯和閥桿的聯結為“卡套”式聯結，在裝配狀態下，閥芯可以水平自由轉動并允許有一定的傾斜；閥桿端部為半球狀，閥芯內腔與閥桿接觸面為內球面，其觸點低于噴嘴密封面。這種設計有利于閥芯自動找正，可以保證閥桿的軸線與噴嘴環的中心線重合，確保密封面各方向的密封力均衡，有效降低蒸汽管道振動對安全閥的損傷。二是，閥芯機構和密封形式的變化。參考電站安全閥閥芯與噴嘴環的密封是“平面密封”，在閥門頻繁動作和管道振動較大時，密封面容易損傷導致泄漏。某核電廠的主蒸汽安全閥閥芯與噴嘴接觸部分為金屬彈性密封面，金屬彈性密封面隨著管道壓力和溫度的變化而變化，在達到閥門開啟前最大密封壓力前密封面始終保持“線密封”的形式，密封性能更好。應用這種新結構后，閥門開啟前的密封壓力可以達到整定值的96%，大大降低由于系統壓力波動引起的閥門泄漏。在系統壓力遠低于整定壓力的96%時，閥芯與噴嘴為線密封，密封線在閥芯的外沿；當系統壓力極其接近或等于整定壓力的96%時，閥芯在壓力的作用下膨脹，此時與噴嘴為面接觸；當系統壓力超過整定壓力的96%直到閥門開啟階段，閥芯在壓力的作用下繼續膨脹，此時與噴嘴的接觸又變成線密封，但密封線改成閥芯的內沿了；當閥門開啟后，由于壓力泄放，閥芯又恢復正常狀態[2]。

2.4 主蒸汽安全閥開啟探測裝置

參考電站設計考慮安全閥的開啟是瞬間動作，動作完成后系統壓力會有較大波動，主控通過監測即可確定系統超壓保護是否有效，而沒有考慮每組安全閥的整定值設置比較接近，閥門開啟時無法確定是哪一臺閥門動作，從而無法確定哪臺閥門需要檢修，增加了運行與檢修人員的判斷時間和檢修工作量。因此，某核電廠的主蒸汽安全閥對此加以改進，增加閥門開啟探測裝置。當安全閥的起跳高度達到1-2mm，該動作即可被探測到，但該信號僅能保持0.3秒的時間，需要高精度的信號接收設備來記錄。

2.5 某核電廠的主蒸汽安全閥采用改進的閥芯組件設計

使得閥門的開啟和回座時間更短（達到80ms和250ms），開啟前的密封壓力更高（達到整定壓力的96%而不泄漏）。

3 某核電廠主蒸汽安全閥技術改進對運行的影響

3.1 增加閥門探測開啟裝置的影響

當一條主蒸汽管道上的任一個閥門處于非全關狀態時就會在主控室報警，便于主控室操縱員監測任何一個閥門狀態及開啟次數。

3.2 對汽機旁路系統GCT的影響

由于在Ⅱ類瞬態工況下，保護蒸汽發生器壓力不超過設計壓力改為由GCT-C和GCT-A來保證，因此對GCT的邏輯改造及可靠性的提高進行了較大的改動。

3.2.1 GCT-A的改進對運行的影響

對于GCT-A采取的措施為提高系統儀控部分的鑒定等級為K3。對運行來說，影響不大。

3.2.2 GCT-C的改進對運行的影響

1）提升甩負荷時GCT-C解鎖信號的可靠性，也就是說，GCT-c從非核級系統更改為核級系統。

2）更改GCT-c的控制邏輯：在汽機跳閘后即產生C7A信號，允許第1、2組閥的開啟；在核功率大于P16時，汽機跳閘即產生C7B信號，允許第三組的開啟。這樣可以改進停機不停堆工況下GCT-c回路的響應速度，防止VVP安全閥的開啟。

3）C9非信號的修改

在參考電廠的設計中，在下列任何一個信號觸發后將發出凝汽器不可用信號：

A.凝汽器壓力大于47KPa.a（2/3邏輯）；

B.在GCT125或127VL接受到開啟指令20s后，GCT125與127VL下游噴淋水壓力均低于0.68MPa。

在某核電廠將其修正為在下列任何一個信號觸發后將發出凝汽器不可用信號：

A.凝汽器壓力大于47KPa.a（2/3邏輯）；

B.在GCT125VL或GCT127VL接受到開啟指令15s后，下游噴淋水壓力低于0.68MPa（2/3邏輯）延時10S，二者相與后再延時12s產生。

4）增加了凝汽器故障信號

在以下信號之一發出時，將觸發冷凝器故障信號

A.凝汽器壓力大于32KPa.a（2/3）；

B.在GCT125VL或GCT127VL接受到開啟指令15s后，下游噴淋水壓力低于0.68MPa（2/3邏輯）延時10S兩者相與后產生。

5）GCT-C排凝汽器不可用信號的修改

在參考電站的設計中，GCT-c排凝汽器不可用信號由以下三部分組成（或門）：

A.一回路平均溫度與平均溫度整定值偏差小于1.75℃；

B.GCT-c的相應系列至少一個手動隔離閥沒有全開；

C.存在第1、2組GCT-c調節閥的閉鎖信號或甩負荷大于50%時第3組閥存在閉鎖信號。

在某核電廠將其修改為：

A.一回路平均溫度與平均溫度整定值偏差小于1.75℃；

B.GCT-c的相應系列至少一個手動隔離閥沒有全開C.P模式下，一、二回路溫差大于6℃。

3.2.3 RPR邏輯的修改對運行的影響

在參考電廠的RPR邏輯中，汽機跳閘引起的自動停堆邏輯為：

1）當功率P<30%Pn（P16）時，汽機跳閘不引起自動停堆。

2）若P>30%Pn（P16）時，汽機跳閘后按照以下方式觸發自動停堆：

A.如果存在冷凝器不可用信號，則自動停堆；

B.否則在延時1秒后如果存在GCT不可用信號的話，也引發自動停堆。

3）其他情況下，汽機跳閘均不引起自動停堆。

在某核電廠機組汽機跳閘引起的自動停堆信號為：

（1）當功率P

（2）當P>P10時，出現下述條件之一時，汽機跳閘立即引起自動停堆：Tavg低-低信號（P12）、GCT排放閥手動閉鎖、冷凝器不可用（C9非信號）或冷凝器故障信號。

（3）若P>30%Pn時，出現GCT凝汽器不可用時，汽機跳閘延時1秒立即引起自動停堆。此次邏輯修改，降低了汽機跳機導致停堆的門檻。

4 結論

某核電廠主蒸汽安全閥取消助動裝置，采用兩組不同整定壓力的彈簧加載式安全閥，這樣的改進避免了助動裝置故障導致安全閥誤開啟事故的發生，大大降低由誤開啟引起的反應堆停堆的風險。改進措施的應用，減少了熱停堆工況安全閥泄漏的幾率，從而減少了由于泄漏引起的檢修工作量，提高了機組的穩定性和可利用率。

【參考文獻】

[1]更換主蒸汽系統加能助動式安全閥工程實施報告[R].中國核電工程有限公司.

[2]唐越強.秦山第二核電廠主蒸汽安全閥設計與技術改進[J].

[責任編輯：田吉捷]