核电厂蒸发器二次侧水压试验的工艺改进和装置研发

核电厂压力容器水压试验标准对比分析发布时间：2022-08-12T05:47:07.039Z 来源：《科学与技术》2022年第30卷第3月第6期作者：畅璐璐丁清越许星星[导读] 水压试验是检验压力容器质量，保证其安全运行的一个重要手段。

畅璐璐丁清越许星星阳江核电有限公司广东阳江 529500摘要：水压试验是检验压力容器质量，保证其安全运行的一个重要手段。

本文主要讨论核电厂一回路系统、核安全二三级压力容器以及常规岛压力容器水压试验方面的不同标准的要求。

通过对这些标准的对比和分析，指出在制定水压试验方案的过程中，我们应该综合考虑容器材料、设计应用标准、在役期间应用标准、安全级别等相关因素，合理地选择水压试验参数才能保证试验效果。

关键字：水压试验；压力容器；RCC-M；RSE-M；GB150The Comparing Analysis of Hydrostatic Test StandardsFor Nuclear Power Station Pressure VesselChang Lulu,Ding Qingyue,Xu Xingxing（Yangjiang Nuclear Power CO.,Ltd. YangJiang,China ,Post Code: 529500）Abstract: Hydrostatic test is an important means to check the quality and ensure the safe operation of pressure vessel. This paper mainly discusses the different standards requirements of hydrostatic test for the main primary system, nuclear safety class two or three pressure vessels and conventional pressure vessels. Through the comparison and analysis of these standards, points out that in the formulation of hydrostatic test plan, we should consider the container material, the application of the standard in design, the application of standard in service, security level and other relevant factors, a reasonable choice of hydrostatic test parameters can ensure the test results.Keywords: hydrostatic test；pressure vessel；RCC—M；ASME；GB1501.概述水压试验是压力容器检验的一项重要手段。

收稿日期:2018-11-15作者简介:熊前山(1992 ),男,陕西商洛人,助理工程师,学士,主要从事核电站检修项目组织与实施工作,以及相关检修技术研究工作(E -m a i l :x i o n g q s @c n n p.c o m .c n )㊂核电站蒸汽发生器二次侧清洗技术熊前山1,刘一博1,贺小明1,陶子航1,贺钰林2(1.核动力运行研究所,湖北 武汉 430223;2.福建福清核电有限公司,福建 福州 350318)摘要:核电站运行中,二回路工质中的杂质会浓缩并沉积在蒸汽发生器(S G )二次侧㊂S G 杂质的沉积会对其热交换效率产生影响㊂目前,国内第一批核电站接近退役和延寿阶段,保证S G 具有良好的清洁度对S G 的延寿起关键作用㊂同时,国内某些核电站也出现S G 污垢系数增大影响核反应堆满功率运行的情况㊂为此,参照国内外S G 清洗工艺对机械清洗㊁化学清洗和鼓泡清洗进行定性分析,致力于比较得出一种适合我国S G 特点的清洗工艺㊂关键词:蒸汽发生器;机械清洗;化学清洗;鼓泡清洗中图分类号:TM 623 文献标志码:A 文章编号:1674-1617(2020)03-0299-04D O I :10.12058/z g h d .y o u x i a n .170C l e a n i n g T e c h n o l o g y f o rN u c l e a rS t e a m G e n e r a t o rS e c o n d a r y S i d e o fN u c l e a rP o w e r S t a t i o nX I O N G Q i a n -s h a n 1,L I U Y i -b o 1,H EX i a o -m i n g 2,T A OZ i -h a n g 1,H EY u -l i n 2(1.R e s e a r c hI n s t i t u t e o f N u c l e a r P o w e r O p e r a t i o n ,W u h a n ,H u b e iP r o v .430223,C h i n a ;2.F u q i n g Nu c l e a r P o w e rC o .,L t d .,F u z h o u ,F u ji a nP r o v .350318,C h i n a )A b s t r a c t :D u r i n g t h e o p e r a t i o no f n u c l e a r s t a t i o n ,t h e d e p o s i t i o no f i m pu r i t i e s i n s t e a m g e n e r a t o r h a s a n e f f e c t o n t h e h e a t e x c h a n g e e f f i c i e n c y .W h e n t h e d e p o s i t e d i m p u r i t y r e a c h e s a c e r t a i n t h i c k n e s s ,t h e h e a t e x c h a n ge r a t e of s t e a mg e n e r a t o rw i l l b e s e r i o u s l y af f e c t e d .A t p r e s e n t ,t h e f i r s tb a t c ho f n u c l e a r p o w e r p l a n t so fC h i n aa r e c l o s e t od e c o mm i s s i o n i ng a n de x t e n s i o n ph a s e ,i t i sv e r y cr i t i c a l t oe n s u r e t h a t t h es t e a m g e n e r a t o rh a s g o o d c l e a n l i n e s s .A t t h e s a m e t i m e ,s o m e n e w p o w e r p l a n t s i nC h i n a a r e a l s o a f f e c t e d b y t h e i n c r e a s e o f f o u l i n g co e f -f i c i e n t o f s t e a m g e n e r a t o r .F o r t h i s p u r p o s e ,i n o r d e r t o f i n d a s t e a m g e n e r a t o r c l e a n i n g t e c h n o l o g y c o n f o r m a b l e t oC h i n e s e c o n d i t i o n ,w e s e t u p a q u a l i t a t i v e a n a l y s i s o f s t e a m g e n e r a t o r c l e a n i n g t e c h n o l o g y a c c o r d i n gt o t h e i n -t e r n a t i o n a l o fm e c h a n i c a l c l e a n i n g ,c h e m i c a l a n d p r e s s u r e p u l s e c l e a n i n g .K e y wo r d s :s t e a m g e n e r a t o r ,m e c h a n i c a l c l e a n i n g ,c h e m i c a l c l e a n i n g ,p r e s s u r e p u l s e c l e a n i n g C L Cn u m b e r :TM 623 A r t i c l e c h a r a c t e r :A A r t i c l e I D :1674-1617(2020)03-0299-04核电站运行过程中,蒸汽发生器一回路的热量传递给二回路工质使之产生满足要求的蒸汽,与此同时,蒸汽发生器二次侧管板表面㊁流量分配板表面㊁支撑板表面以及传热管外表面等位置,会因二回路工质中的杂质和离子(如C l -,S O 2-4,Ca 2+,M g 2+,A l 3+等)浓缩并沉积形成表面结垢㊂随着核电站运行时间的增加,这种表面结垢现象变的愈发严重,表现为二次侧管板表面产生硬性㊁次硬性泥渣,管材腐蚀,蒸汽压力下降,梅花空堵塞与水位不稳等㊂目前,国内集中于研究蒸汽发生器二次侧管板的水力冲洗,并通过对冲洗后管板疏水烘干进行视频检查来评估运行过程中蒸汽发生器的清洁度状况㊂事实上,对传热管进行涡流检查获得的泥渣分布数据表明,管板上的泥渣量占蒸汽发生器二次侧泥渣总量的值不足5%[1]㊂相比之下,国外电力公司研究并实施验证推出化学清洗㊁鼓泡清洗与机械清洗的多种组合工艺,为推进国内核电站蒸汽发生器二次侧清洗提供了理论依据和实践验证㊂我国第一批核电站现阶段面临延寿或者退役,如果选择延寿,那么保持核电站蒸汽发生器992清洁度优异对提高核电站发电效率起着重要作用㊂为此,田湾核电站在‘蒸汽发生器运行手册“中说明,每台蒸汽发生器清洗的周期采用每4年1次,并由俄罗斯设计院推荐了化学清洗的工艺配方[2]㊂此外,国内某些核电站也出现S G污垢系数增大影响核反应堆满功率运行的情况㊂由此,对国内外核电站蒸汽发生器清洗工艺对比并进行定性分析具有重要意义㊂根据国内某核电站大修中对传热管全管涡流检查结果分析,各区域泥渣分布见图1㊁表1㊂图1 传热管涡流检查图像F i g .1 E d d y c u r r e n t i n s p e c t i o n i m a ge of t h eh e a t t r a n s f e r t u b e 表1 各区域泥渣分布比例T a b l e 1 P r o p o r t i o no fm u da n d s l a g1 机械清洗随着核电维修技术的发展,蒸汽发生器机械清洗已成为每次大修期间的主要项目之一㊂大修中一次合格的机械清洗为蒸汽发生器的正常运行提供了强有力的保障㊂国内的机械清洗方式主要有两种,分别是刚性冲洗和柔性冲洗㊂刚性冲洗根据电站的类型又可分为悬臂式㊁导轨式和爬行式3种刚性冲洗㊂刚性冲洗主要针对蒸汽发生器二次侧管板和流量分配板进行松散泥渣的去除㊂柔性冲洗则通过软钢带伸入到传热管的管间进行定点冲洗,目的是去除沉积在管板上的次硬性泥渣和减缓硬性泥渣的增长㊂机械清洗技术成熟,成本低廉,但对蒸汽发生器二次侧冲洗区域有限,并且在涉及的冲洗范围内也会残留冲洗死角,提高了管材腐蚀的风险㊂2 鼓泡清洗鼓泡清洗是向蒸汽发生器二次侧水中释放高压氮气,当氮气在水中迅速膨胀时,会引起二次侧水的剧烈运动㊂水的运动㊁氮气膨胀产生的压力波及随后的水力震荡,可以使蒸汽发生器传热管外表面㊁支撑板缝隙以及二次侧管板上的泥渣发生松动㊁脱落㊂这些脱落的泥渣大部分会随蒸汽发生器二次侧水循环系统排出,并沉淀在过滤系统中[3]㊂鼓泡清洗系统由三部分组成:鼓泡装置㊁控制系统和辅助系统㊂通过在蒸汽发生器二次侧水中释放高压氮气后产生水流运动㊁传热管与支撑板相对运动及两相流的扰动完成清洗工作㊂流体的相对运动和氮气膨胀后气泡破裂产生压力波都会对蒸汽发生器内部构件产生载荷冲击,但美国西屋公司此前曾进行了强度分析㊁疲劳分析和对降质管的分析,给出了鼓泡清洗对蒸汽发生器内部构件的载荷冲击引起的应力在许可范围之内,不会对压力边界的完整性造成伤害㊂在国内某机组检修期间,核动力运行研究所参与实施了两台蒸汽发生器的鼓泡清洗工作㊂通过清洗前后对支撑板的视频检查,发现清洗前的泥渣在鼓泡清洗后得到很好的清除,鼓泡清洗取得较好的效果㊂3 化学清洗目前,核电站蒸汽发生器化学清洗的方法有3种㊂分别是S G O G -E P R I 化学清洗(S G O G 和E P R I 是加拿大蒸汽发生器业主集团与电力研究所)㊁E D F 化学清洗(E D F 为法国电力公司)及KWU 化学清洗(KWU 为西门子电站联盟)㊂这3种化学清洗方法都进行了实际验证,并随着时间的推移,技术愈发成熟,蒸汽发生器的化学清03洗效果更好㊂S G O G-E P R I化学清洗采用两个步骤完成蒸汽发生器的清洗工作㊂首先去除四氧化三铁,其次清洗铜和氧化物㊂采用E D T A溶剂,利用不同质量分数的溶剂配合其它化学试剂在p H值与实施温度限定范围内,对蒸汽发生器二次侧进行全高度或者一定高度的清洗工作㊂这种化学清洗技术因缓蚀剂中含硫,可能出现腐蚀的危险性(因科镍管子化学清洗时未出现)㊂另外,需要分步来溶解氧化铁和铜,产生大量的排出液和废液㊂KWU化学清洗由高温去铁和室温去铜两个清洗工艺组成,两种工艺可单独使用也可结合使用㊂除铁和除铜过程中实施温度不同,溶剂的质量分数也不同,但清洗过后蒸汽发生器里的残留溶剂都可以在达到一定温度时发生分解,并且残留溶剂对蒸汽发生器没有损害,伴随运行过程将会消失㊂因为实施温度较高的缘故,化学清洗速度相对较快,缩短了蒸汽发生器的清洗时间㊂此外,使用溶剂之中未添加缓蚀剂,对蒸汽发生器二次侧结构的材料有腐蚀的可能性,应该根据检测数据严格控制浸泡时间㊂E D F化学清洗利用含有缓蚀剂的柠檬酸和葡萄酸的混合剂先溶解四氧化三铁,然后降低温度,使用除铁后的溶液再除铜,完成了在同一溶液里除铁和除铜,产生的排出液和废液有效减少㊂但与S G O G-E P R I化学清洗有相同的缺点,化学清洗过程中添加的缓蚀剂含硫,所以需要使用柠檬酸和无硫缓蚀剂来清除残余硫,增加了工作量㊂在国外,化学清洗是蒸汽发生器二次侧全范围清洗的主流方法,并已积累了大量的实施经验,其中大多数核电站的化学清洗是非常成功的[4]㊂但国内核电站尚未进行过相关化学清洗的实施工作㊂随着技术的发展,化学清洗已经融合鼓泡清洗成为一种更高效㊁腐蚀风险更低的清洗技术㊂将鼓泡清洗使用的除盐水以化学溶剂代替,利用鼓泡清洗的特点,可以减少化学清洗溶剂的添加量及降低化学清洗实施温度,成为更符合核电站蒸汽发生器维护保养需求的清洗技术㊂4清洗工艺讨论根据国内核电站的蒸汽发生器维护保养现状可以看出,每次大修停堆期间均采用单纯的机械清洗方式,尽管在蒸汽发生器管板泥渣去除和减缓硬性泥渣增长方面取得不错成果,但是蒸汽发生器二次侧的泥渣总量总会逐年增加,而且二回路中的杂质对传热管的腐蚀影响愈发严重,这也是造成传热管堵管工作增加的主要原因之一㊂国内各个核电相关单位也在积极寻求适合我国核电站蒸汽发生器的清洗工艺㊂结合实践经验,对国内外主流的三种清洗工艺的分析比较见表2㊂表2清洗工艺分析比较5展望目前国内蒸汽发生器管板普遍采用的机械清洗方式受限于蒸汽发生器结构,较难应用于传热管外表面等上部区域的泥渣清除㊂国外普遍采用化学清洗的方式进行蒸汽发生器上部构件的泥渣(下转306页)13续表3现场试验验证新气缸安装到现场后,立即进行备用列自动启动试验,试验按照要求配置好用户,模拟安全壳喷淋信号,备用泵R R I001/003P O自动启动, R R I035/036V N自动开启,试验结果见表8[5],结果满意㊂(备注:试验过程中,如果R R I035/ 036V N在120s没有开启,则必须立刻停泵,防止泵小流量运行过久)截至目前,新阀门已经在现场使用超过两年,没有再发生卡涩现象,此问题得到彻底解决㊂表8现场试验数据4结论设备冷却水系统气动隔离阀发生卡涩现象,无法在启泵瞬间自动开启,影响机组安全,在对原阀门进行多次改进后仍无法得到满意效果㊂最终经过分析验证,得出卡涩的根本原因是原气缸输出扭矩较小,而阀座与碟板之间密封过于严密,导致原气缸无法带动阀门动作,随后重新设计新气缸,新气缸在橡胶阀座㊁阀轴㊁气缸尺寸等方面加以改进,使得气动头输出扭矩大大提高,满足了现场阀门开启的扭矩要求,有效的解决了阀门卡涩问题,避免了L O C A事故下安全壳超温㊁超压的风险,并为后续气动阀卡涩问题处理提供了宝贵的经验㊂参考文献:[1]广东核电培训中心.900MW压水堆核电站系统与设备:上㊁下册[M].北京:原子能出版社,2005.[2]杨海峰,姜燕,等.核岛重要蝶阀设备运行与维修手册[R].江苏:某阀门股份有限公司,2014. [3]中广核工程有限公司.核电工程常见技术问题预防与处理指导手册[M].北京:中国原子能出版社, 2015:185-187.[4]徐翠翠,姜燕,沈捷美.D N600核级气动蝶阀鉴定报告[M].江苏:某阀门股份有限公司,2014. [5]莫国钧,钱纪生.调试和启动[M].北京:原子能出版社,2000.(责任编辑:白佳)(上接301页)清除㊂但由于化学清洗对传热管有潜在的腐蚀风险,且化学清洗的大量废液处理也较为复杂[5-6],国内核电站均较为谨慎㊂鼓泡清洗技术对传热管没有潜在的腐蚀风险,在国内更易于推广实施,但清洗效果较化学清洗略差㊂随着国内核电机组服役年限的增加,蒸汽发生器的全面清洗技术已经是蒸汽发生器状态维护的关键环节㊂应当加快蒸汽发生器化学清洗㊁鼓泡清洗技术的相关研究,尽快形成实施能力,保障蒸汽发生器安全㊁稳定的运行㊂参考文献:[1]夏清友,姚传党,曾玉华,等.蒸汽发生器传热管二次侧结垢分布及检测方法[J].无损检测,2016,38 (9):70-74.[2]韩斌,李峰,王旭初.一种用于核电站蒸汽发生器的俄罗斯化学清洗配方清洗效果的评价[J].2013,25 (3):1-3.[3]丁训慎.核电站蒸汽发生器的鼓泡清洗[J].清洗世界,2004(20):24-29.[4]丁训慎.核电站蒸汽发生器的化学清洗及现场经验[J].化学清洗,1999,15(2):61-64.[5]丁训慎.核电站蒸汽发生器的机械清洗和化学清洗[J].化学清洗,1999(5):20-27.[6]王会仲,肖国林,刘匡时.蒸汽发生器二次侧化学清洗工艺[J].核动力工程,1997(8):375-379.(责任编辑:白佳)6 0 3。

实用:铉朮清洗世界Cleaning World第36卷第10期2020年10月文章编号：1671-8909 （ 2020 ） 10-0011-003AP1000核电站蒸汽发生器二次侧管板高压水射流冲洗邓景珊，陈思远，程保良，刘程超（国核电站运行服务技术有限公司，上海 200233）摘要：运用自主研发的蒸汽发生器二次侧管板冲洗装置，根据AP1000核电站蒸汽发生器二次侧结构特点及相关标准，对某AP1000核电站蒸汽发生器二次側管板实施了高压水射流冲洗。

文章就冲洗工艺、作业操作程序及清洗结果进行了详细阐述。

关键词：蒸汽发生器；管板；高压水射流；冲洗中图分类号：TM623 文献标识码：B0引言蒸汽发生器（SG ）是核电站核岛中关键部件之一，其可靠性和稳定性对整个核电站安全性能与利用率有着 显著影响。

SG 工作时处于高温高压的水环境中，腐蚀产物、杂质和氧化物的沉积是无法避免的，沉积层的外 形和特性与混凝土相仿。

该层沉积物会降低蒸汽发生器 的换热效率，会引起传热管的腐蚀，也会导致内部水位不稳。

因此，核电站在每次大修期间都要对蒸汽发生器二次侧管板进行高压水射流冲洗。

在某核电站1号机组 和2号机组大修期间，根据相关规范标准编制清洗程序 及质量计划，采用自主研发的高压水产生装置、喷枪爬行机器人、视频检查装置等，对4台蒸汽发生器实施了 高压水射流冲洗。

1高压水射流冲洗设备1.1高压水射流产生与循环装置高压水射流产生与循环装置由高压产生模块，泥渣 水抽吸模块、过滤模块、低压环流水冲洗模块、音视频模块及电气控制模块等组成。

高压水产生模块由6台高 压泵组成，其中一台为备用。

每台高压泵的最高压力为3 000 PSI,流量为53 L/min ；泥渣抽吸模块是将被高压 水冲洗下来的泥渣，利用隔膜泵抽吸并经过三级过滤器 到核岛外部水箱中，循环使用。

低压环流冲洗模块是用于将蒸汽发生器外环廊的内积存的泥渣驱赶到90°手孔和270。

1160 引言重水堆核电厂蒸发器给水系统的主要功能是向蒸汽发生器提供充足的给水，以满足不同运行模式下要求的蒸发器二次侧液位控制要求。

来自凝结水系统的供水在除氧器中完成对其中氧气及其他不凝结气体的去除后通过给水泵送至高压加热器，高压加热器对给水进行加热后通过蒸发器给水阀站的控制阀组把水输送至蒸发器[1]。

蒸发器作为核电厂的关键设备，是一回路和二回路的接口部分。

作为反应堆的第一热阱，蒸发器受到出口蒸汽湿度限制，因此稳定的蒸发器二次侧液位控制显得非常重要。

每台蒸发器对应一个液位控制阀组及其各自的隔离阀，每个液位控制阀组包括两台主液位控制阀和一台辅助液位控制阀，通过执行蒸发器液位控制程序（SGLC ）软件的调节指令达到控制蒸发器二次侧液位的目的。

在满功率情况下蒸发器液位设定值为2.5m ，当液位达到2.8m 时会出现高液位报警，液位达到2.96m 会导致汽轮机脱扣。

在机组正常运行期间，液位控制阀组中一台主液位控制阀优先控制进入蒸发器的主给水，将蒸发器液位维持在设定值，另一台主液位控制阀备用。

在机组运行期间，4号蒸发器主液位控制阀作为备用阀门处于关闭状态且被电动隔离阀隔离，运行人员无法通过蒸发器液位控制程序（SGLC ）软件反馈出的阀门开度、给水流量及蒸发器液位等信息定位到阀门出现内漏[1]。

在某次大修初期，运行人员发现4号蒸发器主液位控制阀隔离阀全关的情况下液位持续下降，通过重水堆核电厂蒸发器主液位控制阀内漏故障诊断及处理张帆 廖骥晖 王明雪 张童满 李浩楠（中核核电运行管理有限公司维修五处 浙江 嘉兴 314300）摘要：在重水堆核电厂蒸发器主液位控制阀在大修期间验证出内漏故障后，本文通过故障树分析法，对蒸发器主液位控制阀的阀门控制附件、气动执行机构和阀门本体的故障原因进行全面排查，并对根本原因进行定位、制定合理的故障处理方法，最终使修复后的主液位控制阀满足设计的使用要求，确保主液位控制阀的稳定性及核电厂安全。

海南昌江核电工程二回路补水改进布置分析发表时间：2019-06-18T11:11:17.097Z 来源：《基层建设》2019年第8期作者：李伟雍二磊[导读] 摘要：海南昌江核电厂1、2号机组新增二回路应急补水管线是日本福岛事故后的设计改进。

中国核电工程有限公司郑州分公司核电工艺设计所河南省郑州市摘要：海南昌江核电厂1、2号机组新增二回路应急补水管线是日本福岛事故后的设计改进。

本文详细描述了二回路补水改进的设计修改方案及实施补水的措施，通过在辅助给水箱入口和辅助给水母管管线上分别设置应急补水接管，提供了两条用于全厂断电情况下向二回路补水的途径。

根据最新版的辅助给水系统流程图，综合考虑相关区域内的已布置物项，对新增的管线进行布置设计，并综合考虑各种因素进行管道支吊架的设置。

最后对二回路补水改进后的管道系统进行了力学计算分析，结果表明，改进后的管道系统模型所有节点应力均满足RCC-M规范要求，RCC-M规范要求的各个工况下的机械特性完好性得到了证明。

关键词：全厂断电事故；二回路补水；辅助给水系统；H3规程1引言2011 年3 月11 日，日本福岛核电厂在地震和海啸的作用下，发生了全厂断电事故，由于正常电源及应急柴油机电源长期没有得到恢复，造成堆芯长期失去冷却，最终导致堆芯熔化，造成了世界核电历史上的又一次重大核事故。

针对全厂断电事故，海南昌江核电项目已经编制了全厂断电事故规程（H3规程）。

根据规程，可通过汽动辅助给水泵向二回路蒸汽发生器二次侧注入冷却水，带出堆芯热量。

但是利用H3规程导出堆芯余热必须具备两个条件：（1）汽动辅助给水系统（ASG）必须具备足够的水源；（2）汽动泵必须可用。

但在全厂断电时，ASG水箱的正常补水手段将失效，ASG水箱供水无法维持长期冷却补水。

另外随着事故的进展，蒸汽压力可能降至无法推动汽动辅助给水泵，导致汽动泵不可用，无法向二回路正常补水。

针对这一情况，在不影响ASG系统设计及功能的前提下，通过在ASG管线上设置相应的应急补水接管向二回路进行补水，可以实现事故后长期的冷却能力，并通过事故后规程顺利导出堆芯余热，在一定程度上缓解事故造成的危害和损失。

浅谈核电厂管道水压试验核安全重于泰山，为确保机组和系统能够安全正常启动压力管道安装完毕后，一般应进行水压试验来检测焊口、法兰强度与严密性。

施工过程中遗留的法兰紧固不好、焊口焊接不合格等缺陷。

核电站核岛辅助管道中，压力试验是在系统调试前，对所有管道系统（管道和焊缝）包括阀门（安全阀除外）等进行全面的强度试验。

除对于输送气体的（主要指压缩空气和氮气）管线进行气压试验外，其他所有的不锈钢管道和碳钢管道均需进行水压试验（除非试验流程图TFD中另有说明）。

由于各个系统独有的特性，决定了水压形式多种多样：有的是整个系统参与水压试验，有的只是系统的一部分；有些系统压力相同、管线相互连接可合在一块进行，一些系统由于其复杂性或压力不同，进行了分段、分区域水压试验。

管道水压试验介质一般为施工用水或消防水，而除盐水系统水压试验则必须使用除盐水，达到防止水污染的目的。

标签：强度；严密性；水压试验1 核电厂水压试验前的准备1.1 先决条件检查水压试验前必须编制质保数据包（QADP），质保数据包的所有文件需经监理单位检查确认，满足条件后才可以进行。

水压试验必须有一个VFT（可进行试验的有效状态）状态的试验流程图TFD。

压力试验的各种信息将在TFD文件上提供，包括：等轴图图号、支架图号的管线详细清单（VFT状态）、试验压力、周围环境温度、试验流体类型，充水（气）、排气、加压（泵）、排水（卸压）、连接压力表、连接温度指示器（如需要）、连接安全装置（安全阀）、在试压泵出口的控制阀后设置的临时系统装置、临时盲板设施（及其规格）、阀门状况（包括开启或关闭细节）等各项接口和支管的位置。

待试验管道系统必须已基本安装完工并已提交满足合同要求的无损检验结果，所有必需的完工操作（表面光洁度，清洁度，标记等）也已完成。

需检查试验设备和消耗品的可用性与良好状况，所有设备和消耗材料必须具备且处于完好的操作状态。

特别要对试验用的监测仪器和控制指示仪器的标定有效期进行认真检查。

海南二回路水压试验过程分析作者：冯喆靳艳整来源：《山东工业技术》2015年第10期摘要：海南核电二回路水压试验过程中出现了各种各样的问题，在试验小组的共同努力下，对出现的问题进行了一一的分析解决，最终顺利的完成了二回路水压试验（一、二区联合打压）。

特将试验过程中遇到的各种问题进行了汇总，并写明分析、解决方法。

希望对后续各个核电项目的二回路水压试验有所帮助。

关键词：二回路；水压试验；边界；蒸发器；安全阀1 二回路水压试验简介在二回路主系统安装完成后，开展调试前对给水系统、主蒸汽系统和旁路系统的管道及其附件进行试压，以检查管道、设备的强度和密封性，使给水系统、主蒸汽系统、旁路系统等达到规定的强度试验要求，为系统调试和安全运行创造条件。

2 二回路水压试验压力分区及边界范围水压试验分为两个区，分别为常规岛给水系统水压（简称一区）；核岛高压给水及主蒸汽系统、常规岛主蒸汽、旁路系统及MSR 二级再热加热蒸汽系统水压（简称二区），该两个部分的试验压力分别为18.3MPa、12.75MPa（其中一区试验压力：12.2*1.5MPa.g=18.3MPa.g；安全阀起跳压力：18.3+0.5=18.8MPa.g；二区试验压力：8.5*1.5MPa.g=12.75MPa.g；安全阀起跳压力：12.75+0.5=13.25MPa.g），先进行整个系统的上水，上水完毕以后进行一、二区联合水压。

采用PH=9 的除盐水，水温控制在35～65℃之间（采用辅助蒸汽加热除氧器水温至85℃左右的方法，加热过程与核岛沟通，核岛水温需满足要求）。

3 海南二回路水压一、二区联合试验过程4：20分 2#SG顶部产生连续状水流； 7：20分 1#SG出现连续水流，但无压力状态； 9：00分启动临时升压泵开始进行一、二区的联合升压； 10：15分达到2.0MPa平台进行初始查漏； 14：02分达到12.75MPa平台进行10分钟强度试验； 14：38分降压到8.5MPa平台进行30分钟设计压力检查； 15：08分以0.22MPa/分钟速率降压； 15：50分降压至0.2MPa；4 海南二回路水压一、二区联合试验出现问题及后续措施4.1 化学取样点问题化学取样点的选择存在问题。

核电站工艺系统试压泄露原因分析与改进措施摘要：核电站工艺管道系统试压是在管道安装工作完成后进行的一项试验，主要目的在于检验系统安装的强度和严密性是否能满足设计要求。

试压所采用的介质一般为除盐水或压缩空气，然而在以往的设计压力和工作压力平台稳压的过程中，我们经常会碰到因为介质泄露造成压力不稳定的情况发生。

而一旦出现漏点，将会造成一定程度的质量安全隐患，通常需要沿着管线进行整体的仔细排查，如此一来工作效率便大大降低，有的漏点甚至需要进一步返工后才能重新进行试压。

为此，本文从常见的一些导致试压过程中介质泄露的问题入手进行原因分析并且最终得出，只有把握好阀门、法兰及临时措施的安装质量，合理规划试压边界，规范操作，才能最大限度的避免试压过程中的介质泄露。

关键词：工艺管道；试压；介质泄露1.前言核电站工艺管道系统试压的过程主要包括：安装试压用临时措施、冲水排气、升压、压力平台检查、降压。

而造成试压泄露的情况则主要集中在试压前的准备环节和升压作业过程当中，综合以往的施工经验出现泄露一般是由于阀门内漏、临时措施质量缺陷、法兰垫片密封性不足等原因造成的。

因此只有对试压涉及到的各个环节进行充分分析了解，才能有效的避免介质泄露的问题。

2.原因分析2.1阀门内漏阀门的内漏问题是管道试压过程中比较常见的质量问题，也是考核阀门质量好坏最关键的指标之一。

某核电项目在进行启动给水系统部分管线水压试验时，发现一台在线阀门在关闭状态下有内漏情况，现场检查发现在该阀门下游的管口位置有介质呈线状流出。

而出现内漏就是阀门密封不严，阀门关闭后仍有部分流体在管道中流动造成的。

由此可见，若阀门内漏不及时处理的话会造成系统运行边界内介质的流失，进一步影响运行可控性及安全。

而经过分析，造成阀门内漏的原因主要有以下几点。

（1）阀门本身质量问题造成内漏。

阀门在生产过程中对材质、加工工艺、装配工艺等控制不严，致使密封面结合不严密，有麻点、沙眼等缺陷，或者在制造和运输的过程中损伤了阀门的密封面。

阳江核电厂蒸发器的老化和寿命管理摘要：本文概述了阳江核电厂蒸发器老化管理的基本要求和所推荐的实施老化和寿命管理的方法；介绍了老化和寿命管理的工作方法和实践。

本文指出蒸发器的老化机理，老化和寿命管理工作主要从运行控制、检查维修、状态检测积累的数据进行有效评估分析，制定相关的维护措施。

关键词：蒸发器；老化机理；寿命管理目前，在役的百万千万级压水堆核电站主设备设计寿命一般为40年，世界上一些国家早期建造的核电站即将面临退役，无论从经济效益上还是能源角度上，延長核电站的运行寿命将成为国际性重点研究的课题之一，各个核电站都已经对核电站老化和寿命管理工作做出了详细的规划及措施。

蒸发器作为压水堆核电站的关键设备之一，它的性能对核电站的经济性和安全性至关重要，已被列入首先开展老化管理的设备名单中。

蒸发器（SG）是一个热交换设备，它将一回路冷却剂的热量传给二回路介质，使之产生一定压力，一定温度和一定干度的蒸汽。

阳江核电站使用的是国产立式U型管带汽水分离器的自然循环饱和蒸汽发生器，U型传热管采用I690材料，其外径为190.05mm，壁厚为1.09mm，但是却需承受一次侧和二次侧之间较大的温差及压差，且经受着福照、水力振动、腐蚀以及磨损等降质影响，因此蒸汽发生器尤其是传热管的失效时有发生。

蒸汽发生器传热管共有4474根，面积约占核电厂一二回路压力边界总面积的80%，一旦发生失效将影响机组的安全、可靠运行。

1老化机理1.1一次侧应力腐蚀开裂（PWSCC）影响传热管PWSCC敏感性的因素有：材料微观特性、应力水平（接近与屈服强度）、腐蚀性环境（高温水）。

主要发生在下列部位：管板的近胀管过渡区；U形弯管处，曲率半径越小，PWSCC可能性越大；管板、支撑板处管子发生凹陷的部位；热段区域管子PWSCC多，冷段区域PWSCC少。

说明残余应力大，PWSCC可能性大；环境温度高，PWSCC可能性大。

裂纹形态的特点是U形弯管处裂纹主要是轴向；管板近胀管过渡区裂纹主要呈轴向，偶尔在2条轴向裂纹间存在短的环向裂纹，未发现孤立的环向裂纹；胀管区主要是环向裂纹；凹陷部位如果发现内壁裂纹，则裂纹往往是轴向。

广东大亚湾1000MW级压水堆核电站1号机组三台蒸汽发
生器二次侧在役水压试验
付平;胡培峰;等
【期刊名称】《东方锅炉》
【年(卷),期】2002(000)004
【摘要】本文着重介绍了东方锅炉（集团）股份有限公司德阳核电设备分公司（以下简称我公司）承包的广东大亚湾1000MW级压水堆核电站1号机组三台蒸汽发生器二次侧在役水压试验项目中的技术关键点，如清洁度保证；充水流量、压力、温度控制等。

【总页数】3页(P1-3)
【作者】付平;胡培峰;等
【作者单位】东方锅炉;东方锅炉
【正文语种】中文
【中图分类】TM623
【相关文献】
1.广东大亚湾1000MW级压水堆核电站1号机组三台蒸汽发生器二次侧在役水压试验 [J], 张国威;付平
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3.压水堆核电站蒸汽发生器二次侧两相流流场特性模拟 [J], 刘丽艳;苏桐;郭凯;王
一鹏;熊光明;朱勇;谭蔚;唐国武
4.蒸汽发生器二次侧水压试验工期研究和工艺创新 [J], 程钢; 王东; 张涛; 陆自立; 刘伯欢; 王国栋
5.蒸汽发生器二次侧水压试验管板加热研究及应用 [J], 吴雷;李夏书;代巍巍;王新刚;毛海谊;李文越;万川
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