三代EPR核电站核岛机械贯穿件的安装管理及研究论文_吴中卫

三代EPR核电站核岛机械贯穿件的安装管理及研究论文_吴中卫

台山核电合营有限公司 广东江门 529228

摘要:三代EPR核电站在二代加堆型核电站的基础上,进行了重大的技术改进和优化。为满足核岛双层安全壳的设计要求,EPR核岛机械贯穿件的设计结构较二代加堆型更加复杂,施工逻辑、安装焊接难度更大。本文结合台山核电站在建设期间,对核岛机械贯穿件的预制、安装管理,研究EPR核岛机械贯穿件的特点、分析其与二代加项目的差异性,相关成果可为中国后续新建核电机组的设计、施工提供新的思路。

关键词:EPR;贯穿件;打磨

台山核电站是继芬兰的OL3项目、法国的FA3项目之后的世界第三座EPR核电机组,也是国内首座EPR三代核电机组。由于EPR的设计将单层安全壳改进成双层安全壳,使得核岛机械贯穿件相较于二代加堆型的贯穿件,存在较多的差异。

1 EPR核岛机械贯穿件的特点

机械贯穿件为连通安全壳两侧管道的特殊管道,同时也作为施工过程中的基准点及定位点,在整个核岛辅助系统安装中占据重要地位。由于EPR项目为双层安装壳,贯穿件需要贯穿HRA(反应堆厂房)、整个HRB(夹层)直到HL(安全厂房)或HK(燃料厂房),跨度大,长度长,重量重,设计结构复杂。

ERP项目机械贯穿件共有127个,其中89个标准贯穿件,6个IRWST水池吸水管线贯穿件,32个预留型贯穿件。每个标准贯穿件的长度都在5米以上,管径从DN4到DN750不等。

机械贯穿件的结构复杂,包含部件多,其中主要部件为Endplate(封头)、流体管线和膨胀节。其中封头作为核岛第三道屏障,主要作用是连接贯穿件和土建预埋套管,保证密封不泄露,并起到支撑贯穿件本体重量的作用。膨胀节连接在外壳的土建预埋套管之上,主要功能是确保贯穿件在发生位移或者扭曲的情况下,使管道伸缩得到补偿,减小附加应力的影响。部分贯穿件还包含二阶段管卡、保护套管等其他部件。

2 EPR核岛机械贯穿件与二代加的差异

2.1本体结构

由于EPR为双层安全壳,因此贯穿件长度很长,从HRA到HK/HL,贯穿整个HRB,单根贯穿件的长度都超过5米,结构复杂,以VVP(主蒸汽系统)贯穿件为例,整体长度为5450mm,封头、流体管线、保护套管和其余附件的总重量达到了16369公斤,需要600T大吊机进行吊装,膨胀节重量也达到795公斤,整个贯穿件相关焊口(对接焊、角焊)共计31道。

2.2施工逻辑

由于贯穿件长度长、重量大,结构复杂,也决定了贯穿件的引入及施工逻辑也CPR相比也有很大的不同。

由于贯穿件的预制和安装分属于两家不同的承包商,且设计未明确焊口属于预制焊口还是现场焊口,因此,贯穿件的引入需要根据现场厂房布置核实。某些贯穿件孔洞所在房间狭小,5米多长的贯穿件无法引入。需充分利用三维模型,模拟贯穿件引入来确定贯穿件的预制和安装焊缝,提前预判,减少了现场的工作量,提高了工作效率。

2.3膨胀节

贯穿件上的膨胀节尺寸大,VVP膨胀节的内径达到1727mm,通过HRA/HK/HL孔洞无法引入,根据FA3和OL3的经验反馈,只能在HRB封顶之前,从HRB上方引入。膨胀节引入之后,先和HRB中土建预埋套管焊接,然后将贯穿件从孔洞中和膨胀节中穿入完成安装焊接,最终膨胀节通过两个环板角焊缝与贯穿件本体相连。值得注意的是,根据OL3经验反馈,由于膨胀节环板很薄(10mm),在一圈角焊的过程中环板受热不均导致环板变形,最大变形量达到20mm。为防止焊接变形,台山核电站决定在贯穿件和膨胀节之间均匀点焊临时支撑,通过外力防止热变形,同时采用对称焊接、退焊和跳焊等方法,使环板均匀受热。膨胀节外侧装有保护卡箍,保证在冷态情况下膨胀节不变形,在机组冷态功能试验结束后进行拆除。

3 EPR核岛机械贯穿件的技术难题及方案

3.1 VVP/ARE贯穿件预制焊缝的处理

3.1.1问题简介

VVP/ARE(主给水系统)贯穿件,属于核安全2级设备。在本体安装完成后,对相关焊缝进行UT(自动超声波检测)模拟试验时,发现贯穿件预制焊缝存在余高,且表面平整度不满足自动超声检测要求,后续通过检查设备制造完工报告,发现ARE/VVP贯穿件焊缝在制造过程中未按照采购技术规范对预制焊缝进行UT检验,也未对焊缝余高进行打磨,且在RT(射线检验)过程中按照错误的验收标准进行验收。经核查,问题产生的原因为预制期间参考文件版本有误。

3.1.2处理方案

(1)重新评审焊接工艺评定;(2)制作见证件模拟件,补做纵向拉伸试验;(3)补做UT;(4)编制报告向核监管单位通报;

VVP贯穿件,安全厂房侧利用贯穿件套管与管道之间的间隙,进入约2.5米到达焊缝位置,采用角向磨光机对焊缝外观进行打磨、抛光处理,对焊缝中心两侧100mm范围母材抛光处理;反应堆厂房侧,切割贯穿件保护套管与土建预埋套管之间的角焊缝,将套管向HRA侧移出,预留出人员施工空间,利用土建预埋套管与管道之间的间隙,采用角向磨光机对焊缝外表面进行打磨、抛光处理,对焊缝中心两侧100mm范围母材抛光处理。后对焊缝进行PT(液体渗透检测)、UT。

ARE贯穿件,由于内部空间不足,人员无法直接进入,只能切割几道焊口将内部焊缝暴露出来。

3.1.3改进建议

根据在役检查大纲的要求,VVP/ARE贯穿件的这些焊缝每隔10年需要完成一次自动超声检查,UT检查要求受检焊缝表面不得有油脂和妨碍探头自由移动的物质;外表面受检区域不得有油漆、氧化皮、干油脂,不得有影响超声波在工件中良好传播或引起错误判断的任何杂质。

期刊文章分类查询,尽在期刊图书馆但在安装阶段表面打磨完成后为了防止表面锈蚀,必须加以保护,由于其空间限制不可达,其防护措施需要考虑在役检查阶段表面UT的要求,根据设计的澄清答复,使用可剥落油漆,但其可操作性有待验证。同时,如果役前及在役阶段UT检测发现焊缝存在缺陷需要返修处理,由于焊缝不可达,缺陷无法处理,建议取消在役期间的检查。

3.2 VVP贯穿件预制焊缝返修

3.2.1 问题简介

台山核电站1号机VVP贯穿件4环路SW2焊缝役前检查(自动超声检测)发现超标缺陷,该缺陷为体积性缺陷,沿焊缝圆周方向分布,在距离焊缝外表面37.7mm处。

3.2.2处理方案

根据检测公司检测报告,焊缝缺陷位置位于接近根部的位置(距离焊缝外表面37.7mm,管道壁厚实测为39.0mm)。该方案需要打磨作业人员从安全厂房外进入长度约40米的管道内部,且中间有4米的高度差,属于密闭空间作业,风险极大。现场施工最大的难点就在于密闭空间作业,且需要穿过40米左右的VVP管道(直径680mm)及主蒸汽隔离阀,有4米高差,含氧量底,无通风,无照明,风险极大。鉴于此,我们制定了详细周密的施工安全控制方案,并做好了应急预案。

施工准备:

(1)工机具、连体服、防尘口罩、测氧仪、电压低于36V照明、通风设备、对讲机等配备齐全;

(2)在4米高差的立管内部做临时支撑,以满足人员顺利通过;

(3)打开主蒸汽隔离阀,并用阀门支撑进行保护,防止阀门意外关闭,并对阀门内部进行保护,防止人员进入时损坏阀腔、阀门密封面等;

(4)为防止打磨作业人员在打磨作业过程中出现意外无法及时救助,在管道中每隔7米左右安排一名作业监护人员,所有人通过绳子连在一起,保证任何人出现意外情况下均可及时撤离。

过程监控:

(1)自动超声检测设备从管道外侧进行缺陷定位,人员打磨时需进入管道内部,并从管道内部进行定位,找准缺陷位置;

(2)实时监测氧气含量,作业每隔半小时后停止,撤出管道进行休整;

(3)检测人员采用自动超声波检测设备对待打磨区域实时跟踪检查,确认缺陷是否消除;

(4)打磨人员通过测厚仪对打磨区域壁厚实时进行测量,保证打磨区域壁厚大于36.06mm;

(5)打磨结束后,对打磨造成的异物进行清洁,保证管道内部的清洁度。

3.2.3 改进建议

鉴于预制安装过程中的UT检测与检测人员的经验、手法等关系较大,且不同公司的自动超声检测设备灵敏度不同。为了防止2号机组出现同样的问题,需提前对2号机组VVP/ARE贯穿件12道焊缝进行自动超声检测。根据自动超声检测结果显示,2号机3环VVP贯穿件SW1焊缝也存在同样的缺陷,幅值为DAC+6.5dB,长度30mm,同样位于根部位置。我们按照同样的方法圆满解决了该问题。

3.3 ETY贯穿件的焊接

3.3.1问题简介

ETY(安全壳内大气监测系统)贯穿件是机械贯穿件中比较特殊的一类,单台机组两个,ETY贯穿件成品到货后安装承包商直接将成品中伸出的管嘴与流体管道焊接,并穿入贯穿件孔洞中安装。但是,ETY贯穿件伸出的管嘴尺寸过小,安装承包商无焊接工艺、焊评和具备资质的焊工,无法完成焊接。

3.3.2处理方案

委托供应商到台山现场处理。由于供应商也没有相关焊接工艺,只能利用已有的工艺评定,将管嘴部分切割掉,更换管道材料。

3.3.3改进建议

若后续机组还包含此类贯穿件,建议上游设计将这几个焊口改为预制焊口,厂家直接完成管道的焊接后再发货至现场。

4 总结

本文结合台山核电一期工程1号机组核岛机械贯穿件的施工管理,分析了EPR核电站机械贯穿件的特点、与其他二代加堆型核电站机械贯穿件的差异,并重点研究了在机械贯穿件施工过程中遇到的疑难杂症。通过介绍这些难点问题,分析其产生的原因、解决方案及现场实施过程,可为后续新建核电机组机械贯穿件的设计、施工提供良好的经验反馈。

参考文献:

[1]AFCEN,RCC-M.压水堆核岛机械设备设计和建造规则(2007年版),2007

[2]AREVA NP,TSN-EM4-Technical Requirements–Installation and Prefabrication of Piping and Associated Supports.

[3]RCCM ISBN N°2-913638-25-2:《DESIGN AND CONSTRUCTION RULES FOR MECHANICAL COMPONENTS OF PWR NUCLEAR ISLANDS》,2007.[S]

[4]李利娟,肖赞.某核电项目机械贯穿件安装施工管理技术研究[J].科技视界,2016(6):92-92.

论文作者:吴中卫

论文发表刊物:《基层建设》2018年第27期

论文发表时间:2018/10/17

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