核岛部分国产化设备
设计中若干问题探讨
杨锦春
中广核工程有限公司设计管理部核岛设计处
摘要：本文对大亚湾岭澳二期CPR1000核电项目中有关核岛辅助系统的2、3级核承压设备在国产化制造过程中遇到的一些问题从设计角度如柴油机主贮油罐由卧式变为立式减少制造和安装难度，蒸馏液监测槽隔膜密封形式的改变减少设备组装困难、换热器结构形式的变化以提高换热效率、摆脱U形管依靠国外进口等问题、椭圆和碟形封头壁厚的标注便于设备制造厂提高原材料利用率和成本控制、原材料采购涉及的标准问题的讨论已促进设备国产化进程等进行可行性探讨，以期供参考。
作者简介：杨锦春（1965—），高级工程师，核岛设备采购，广东省深圳市大亚湾核电基地，邮编：518124，电话：0755-********、131********，E_mail:yangjinchun@https://www.doczj.com/doc/5a11877911.html,
近几年我国核电站建设处在一个前所未有的黄金发展时期，随着大亚湾核电站和岭澳一期核等电站的成功引进，我国核电站的建造开始从引进，逐步过渡到吸收、消化和独立自主设计、建造核电站阶段，岭澳二期核电站正是在此背景下以自主设计、自主建造为主开始了国产化进程，其中核岛辅助系统2、3级核承压设备全部在国内设计和制造。这些设备设计图纸基本上是以大亚湾和岭澳一期核电站法国CPR1000的图纸为基础转化而来，设备类型主要是储罐和换热器。设备总体来说虽不算十分复杂，但有些设备在制造过程中还是遇到了一些的困难和问题，笔者在查看了相关图后考虑如果能对原图纸的设备设计进行适当改进，将有利于设备的制造简化，有些设备可以摆脱对国外技术和材料进口的依赖。现主要从设计理论的可能性上对实际制造过程中遇到的一些问题进行简单的讨论。
柴油机主贮油罐：核3级，全容积：320m3，有效容积：292m3，工作压力为常压，工作介质：柴油，外形尺寸：Φ5636×14000mm，设备空重：约97.5吨，结构形式为圆筒形卧式容器。一般情况下，卧式容器由于其自身的特点和受力状况储存容积最大在100m3左右为宜，再大则根据情况，工作压力为常压时宜采用圆筒形立式大型储罐；工作压力较高时宜采用球形储罐。从上面柴油机主贮油罐的特性参数来看，其采用卧式容器结构不甚合理。由于是卧式布置，设备内径较大（D i=5600mm），为保证其形状不得不增加设备壁厚和支撑装置，按照一般规定常压圆筒形卧式容器满足其刚度要求的最小壁厚，对碳钢和低合金钢为其
设备内径的3‰，由此可以计算出本设备的最小厚度为16.8mm（按内压强度计算厚度仅为5 mm），设备实际厚度是18mm。由于设备壁薄直径大容易变形，给设备制造带来很多问题和困难。另外设备长度较长，所以设计上又用了三个鞍座的结构形式，对土建施工无形中提高了要求，增加建造成本。如果设计上改用大型贮罐设计方案，即为立式圆筒形内浮顶储罐设计，则完全可以避开上述问题，而且此类型贮罐产品都已标准化和系列化，是“全天候贮罐”，即可置于室外也可放在室内。就本柴油机主贮油罐参数来选，标准系列中为公称容积：330m3，有效容积：300m3，工作压力为常压，外形尺寸：Φ6500×11345mm，设备空重：约16吨（原卧式设计仅一个鞍座重量就达14.4吨），壁厚仅为6mm，抗地震烈度：7级。当然也可以根据用户的实际要求来进行具体设计。在我国石化行业，这种立式圆筒形内浮顶储罐无论是设计、计算、制造还是现场安装、防腐都已十分成熟和可靠。这样既节约设备本身的制造成本也为其制造工艺和土建施工带来了很大方便。
蒸馏液监测槽和浓缩液监测槽遇到的问题，此两台设备为非核级，常压，温度50℃。设备为立式圆筒形，顶部是浮顶结构形式，但其设计是通过一个大的隔膜将浮顶与设备筒体相连，隔膜两端通过螺栓分别固定在浮顶和筒体上形成密封，浮顶随液面变化可上下移动。在设备制造过程中，这个隔膜是个整块圆筒形，材料是苯乙烯，加工和采购十分困难，目前国内只有一家能生产，价格昂贵。另外，特别是在将其分别与浮顶和筒体用螺栓安装时，由于隔膜是柔软的，制造直径存在误差，与沿圆周布置固定位置螺栓孔相连时非常困难和麻烦。如果采用大型贮罐的浮顶或内浮顶密封结构，则不会出现上述问题。因为软性的密封材料只与浮顶相连固定，另一端通过密封材料变形紧贴筒体壁面而不再与其固定相连来形成密封，当液面变化时，浮顶同样能够上下自由移动。这样的“隔膜”结构不需要上述整块大的材料，所以原材料非常容易采购，设备安装又可以简单易行，大大降低了工人劳动量和装配难度。
换热器设计结构的探讨。在核岛辅助系统中有大量的无相变换热器，且以U形管居多，所有换热器的壳程折流设计都采用折流板式。U形管设计主要考虑的是管束能自由伸缩，不会因为管子与壳体的壁温差而产生温差应力。但是U形管亦有自身的缺点，由于U形段与直管部分的膨胀量不同，从而导致U形段温差拉应力过大，在一定的介质环境下容易产生应力腐蚀。U形管换热器的管板只有一块，没有第二块管板的支撑作用，而且U形管束自身的设计要求具备足够的挠性，所以在相同的情况下，比其余类型的管板来得厚。在实际制造中遇到的关键难题是U形管，U形管的成形工艺按法国RCC-M的规定要做许多工艺评定，非常繁琐，因此国内企业只能从国外直接进口（国内尚无厂家能生产RCC-M规定的U形管），
然而进口价格十分昂贵，交货期很长，对制造进度影响非常大。从U形管换热器本身结构布置来看，如再生热交换器一样（有两个管板）有许多换热器的属于水平立式放置，由于重心高，而且有些设备直径较小，导致高径比大，抗震性差，所以其支撑座必须设计成框架结构才能保证设备稳固，结构布置较为复杂冗繁。笔者认为可采用浮头式双管程结构，对壳程也可用分程形式，这样结构能将类似再生热交换器结构的设备变成真正的水平卧式布置，大大降低设备重心和简化支座结构，不存在U形管，全部为直管，并且换热管的布置相对来讲更多、更容易，浮头端同样自由移动消除温差应力，换热管的采购和制作都得以简化，完全真正国产化，同时两端有管板，管板厚度也可适当减少。
采用折流板设计的讨论。折流板主要目的是对换热管起到支撑作用以及改变壳程流体流向横向冲刷换热管进行换热。此结构是最早使用，历史悠久。不过其缺点也是明显的。第一，横向冲刷有限，容易形成换热“死角”，换热效率低，流体阻力大；第二，因换热管与折流板的管孔存在间隙，往往在操作中产生振动而破坏换热管。为了克服上述缺点，后来出现了称之为折流杆换热器，这种换热器最初是为解决换热管束振动问题而研制的，首先在美国获得应用并于1978年取得专利技术，在实际使用中发现不仅从根本上消除了换热管发生任何移动的可能性，而且消除了壳程流体的横向流动带来的问题，变为真正意义上的纵向流动，提高了壳程换热系数，大幅度降低了壳程流体阻力，与普通的折流板换热器相比，换热面积可减少20％～30％，壳程阻力减少50％以上，阻力的降低意味着系统用泵功率的降低，其经济效益不言而喻。国内一些企业和研究院通过上世纪80年代中期对进口设备所做的大量研究和实验，已完全掌握了该技术，并在石化行业得到了广泛应用。
管板以及与换热管连接问题。在核岛辅助系统的换热器管板都是厚管板，材料采购较为困难，有些必须进口。如果设计中特别是U形管类换热器，采取浮头式和折流杆相结合结构，充分利用换热管支撑和加强作用，则可以设计成薄管板，其厚度在8mm～20mm左右之间，对管板本身来说，材料可节约70％～80％，当压力较高时可达90％，所以可给管板材料的采购及其加工带来诸多方便，并且足够安全可靠。薄管板设计是上世纪80年代从国外引进设备中发现的一种先进设计思想，后来国内一些科研机构和制造厂也做大量研究，取得了良好的效果，例如余热锅炉的设计压力可以达到12MPa。关于管板与换热管连接结构，大多数是焊胀并用，如果改用“内孔焊”或“全深焊”，则从根本上消除了由于管板孔与换热馆之间的缝隙而产生的腐蚀问题，使焊接结构由角焊变为对焊，提高了焊缝抗蠕变和高温疲劳强度，特别是“内孔焊”，国内已经有专门制造“内孔焊”机厂家，技术较为成熟。
关于设计图纸中封头壁厚的问题，这里所指的封头均是椭圆或碟形封头。在有关设备封
头的图纸中，给出的封头壁厚都是名义厚度，并未指明封头成型后的最小厚度或满足强度和寿命要求的最小厚度，使得制造厂盲目的在原来名义厚度上增加厚度，以便成形减薄后的最小厚度不小于封头的名义厚度。盲目增加壁厚不仅易造成材料浪费，而且在理论上过多增加厚度进一步破坏了与其相连筒体的连续性，增大了边缘应力，降低了安全性。另外制造厂在制造过程中也未能注意到加大封头厚度以后的实际厚度是否还在原封头强度计算时许用应力的选取厚度范围内。因为随着材料厚度增加超出一定范围后，其许用应力的数值要减小，如果厚度的增加造成许用应力的降低，应重新进行强度计算和校核，而这点却常常被人忽视。所以建议在图纸上标注封头的最小壁厚数值，便于制造厂根据自身的工艺特点灵活下料，降低生产成本。
在国产化设备的制造过程中，还遇到了设备所涉及的标准问题，给制造厂的材料采购、设备制造、各种文件的准备带来一些不便特别是材料采购，影响了生产效率和进度。目前，国内设计单位和制造厂的有关设备方面主要依据是法国的RCC-M，从其内容能够看出RCC-M引用了本国的许多相关标准规定。如在材料方面，RCC-M实际上引用的都是法国国家标准，然后针对核承压设备的工作特点，对一些化学成分和力学性能提出个别要求即可。国内设备制造厂在购买核级设备的材料时，如果仍套用RCC-M，则十分困难往往无法实现。因此不妨也学习RCC-M，把国内有关民用压力容器的标准引用过来，充分利用这一丰富和成熟的资源，使得核级承压设备的国产化能够符合中国国情切实可行，其实对国内民用压力容器用钢的标准要求与RCC-M的进行对比，可以看出，只要按照质量等级最高者要求，其化学成分和力学性能一般是可以满足要求的，在现场设备制造实际情况也是这样做的。由此可以看到加快核承压设备的设计、制造、检验和验收等类似于GB150、GB151等一系列的国家标准制定，是我国自主发展核电事业的关键和基础，唯有这样才能在真正实际意义上推动和加快国产化的进程。
以上主要从设计角度谈了一些在设备实际制造过程中遇到的一些问题个人看法，期望在理论上起到抛砖引玉的作用，对今后设备国产化设计有所参考，文中观点不免有偏颇之处，敬请同仁不吝指正。
参考文献：
1)黄鸿鼎等.换热器设计（上）.烃加工出版社.1986.
2)湛卢炳等.大型贮罐设计.上海科技技术出版社.1986.