王保平　沈云海　赵　禹　赖建永　余小权

【摘 要】在福清1号机组热态调试期间，大量RCP系统测温旁路核一级手动截止阀中法兰唇边焊发生了泄漏，为避免运行期间此类阀门唇边焊再次泄漏，提高机组的可靠性和安全稳定性，需对此类型核一级手动截止阀进行物项替代。本文提出了具体的阀门更换方案，对阀门更换后对反应堆冷却剂在测温旁路管线中反应堆冷却剂的流量和流动时间的影响进行了分析，并对相关管道和支承进行了力学评价。

【关键词】核电站；测温旁路；手动截止阀；更换

Resistance Temperature Detector（RTD） Bypass Mainfold Valve Replacement Study For Fuqing Nuclear Power Plant Unit 1

WANG Bao-ping SHEN Yun-hai ZHAO Yu LAI Jian-yong YU Xiao-quan

（Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory， Nuclear Power Institute of China， Chengdu Sichuan 610213，China）

【Abstract】Some leakage from the lips weld of the resistance temperature detector bypass manifold valves have been found during the hot function test for FuQing nuclear power plant unit 1. In order to avoid the leakage and improve the reliability and stability of the plant， it is necessary to replace the hand-operated globe valves. The document provides the changing scenario， and analysis of the flowrate and transmit time of the reactor coolant in the resistance temperature detector bypass after replacing the valves. In addition to analyze the correlated piping and supporting.

【Key words】Nuclear power plant； Resistance temperature detector bypass； Hand-operated globe valve； Replacement

0 引言

福清核电1号机组RCP系统测温旁路共计15台核一级手动截止阀，其阀体和阀盖采用螺纹连接，阀体和阀盖间的密封通过金属垫片保证，同时施以唇边焊防止介质泄漏（阀门图纸见图1）。该类型阀门在1号机组热试一阶段共有11台发生唇边焊泄漏；经阀门供货厂家处理后，在热试二阶段，仍有1台发生唇边焊泄漏；缺陷处理后，在装料后的热停堆平台，再次发生1台阀门唇边焊泄漏。

RCP系统测温旁路的核一级手动截止阀作为一回路承压边界，若在机组运行期间发生大规模唇边焊泄漏，可能带来一回路不可识别泄漏率超标及测温旁路不可用导致的核安全风险。

为避免该类阀门运行期间唇边焊泄漏，提高机组的可靠性和安全稳定性，需对此类型核一级手动截止阀进行物项替代。

1 阀门更换方案

1.1 阀门结构

福清1号机组核一级手动截止阀设备RIN码为SJXSSA0050-X----，拟采用法国VELAN生产的RAMA手动截止阀替代，该类型阀门在秦山II期和大亚湾核电厂均具有良好的运行反馈。两种阀门的结构如图1和图2所示。

VELAN生产的RAMA手动截止阀相比在役手动截止阀具有如下优点：

1）阀体阀盖采用一体化锻造，不需要唇焊；

2）只有填料一个漏点，外漏风险较小，维修方便；

3）内漏可以直接更换阀座，较为方便；

4）阀杆螺母设计有轴承，操作较为简单。

1.2 更换方案

用法国VELAN生产的RAMA手动截止阀代替在役的手动截止阀需对相应的阀门、管道及支架进行修改。具体方案如下：

1）将福清1号机组RCP系统测温旁路目前使用的19台核一级手动截止阀进行切割拆除，根据拟更换的RAMA手动截止阀尺寸对管道进行调整，并焊接新阀门。新阀门更换后测温旁路管线的总体布置与原设计一致。

2）焊接热影响区作为焊接接头性能薄弱环节，重复经受焊接热循环后其性能将进一步恶化。因此，考虑到原阀门的长度与替换阀门的长度一致，在原阀门切除过程需一并切除相连管道侧的焊接热影响区。同时为了减少更换阀门的施工时间，以及在阀门改造时避免增加焊缝，切割阀门时同时去除焊缝两侧熔合线邻近母材的热影响区。

2 分析评价

RCP系统测温旁路的核一级手动截止阀更换后需要考虑新替换阀门阻力对反应堆冷却剂在测温旁路管线中流量和反应堆冷却剂传送时间的影响，阀门替换后管道和支承的力学分析以及系统水压试验等方面的内容。

1）根据调试文件《反应堆冷却剂温度测量回路的流量试验》中的要求，反应堆冷却剂在测温旁路管线中的传送时间需小于等于1s，但根据调试文件《反应堆保护系统通道响应时间》的附加说明，只要超温和超功率反应堆紧急停堆通道响应时间TRT符合6s的安全准则，反应堆冷却剂在测温旁路管线中的传送时间超过1s仍是可接受的。反应堆紧急停堆通道响应时间TRT由T1、T2、T3组成，对于停堆命令还包括T4。

TRT：紧急停堆通道响应时间

TRT=T1+T2+T3+T4+T9各部分的意义如下：

T1：探测器的响应时间；

T2：保护通道响应时间，即从传感器的输出端到停堆断路器的输入端（失压线圈失电）；

T3：停堆断路器的打开时间；

T4：钩爪释放的最大时间；

T9：事故分析中考虑的安全裕量。

根据福清1号机组反应堆冷却剂温度测量回路的流量试验报告《反应堆冷却剂温度测量回路的流量试验》和反应堆保护系统通道响应时间测量《反应堆保护系统通道响应时间》中的结果，使用原类型核一级手动截止阀的测温旁路除三环路冷段外，均满足流体传送时间不超过1s的要求。虽然三环路冷段的测温旁路流体传送时间不满足1s的要求，但最终超温和超功率反应堆紧急停堆通道响应时间TRT满足不大于6s的要求。更换的新阀门的阻力系数要求值与原阀门一致，且测温旁路管线的布置与原设计基本一致，理论上阀门更换后测温旁路管线上的流量和反应堆冷却剂介质的传送时间可满足设计要求。本文第4章通过模拟仿真的方法对更换新阀门后RCP系统测温旁路中反应堆冷却剂介质的传送时间进行了进一步分析。

2）根据新的阀门参数（原阀30.8kg，重心高120mm；新阀33kg，重心高110mm）对相关管道在承受自重、热膨胀、地震、内压等载荷作用下进行了力学分析，阀门参数变化对应力分析结果影响很小，各工况下的应力满足RCC-M规范的相关要求。

3）用于替换的阀门和管道已按照RCC-M要求完成单件的出厂水压试验。新阀门和管道现场焊接后相应焊缝随系统按照RSE-M的要求，执行在役水压试验以验证其承压性能与密封性能。

3 模拟仿真

3.1 测温旁路最小流量的计算

Fcc和Fhc必须分别大于Fcr和Fhr，这样就可以满足每个换料的测温旁路管线中的反应堆冷却剂传送时间小于1s，以保证温度测量的有效性。

3.2 测温旁路模拟仿真分析

图4 一环路测温旁路模型

Fig.4 The model of Resistance Temperature Detector （RTD） Bypass Mainfold for loop 1

本文通过FLOWMASTER软件分别对福清1号机组阀门更换后三个环路的测温旁路反应堆冷却剂传送时间进行仿真分析，一环路的模型见图4（三个环路一致）。

压力边界分别为主管道热段、冷段和过渡段正常运行时的压力，阀门RCP100/101/104/105/106VP、RCP200/201/204/205/206VP和RCP300/301/304/305/306VP的阻力系数按照RAMA阀门设计图纸中的L/D（282）计算，孔板016DI、018DI和020DI、404KD、405KD和406KD按照设计图纸中的尺寸作为设计输入条件。按照调试报告《反应堆冷却剂温度测量回路的流量试验》中的试验要求，模拟计算流过流量孔板404KD、405KD和406KD的流量。模拟仿真结果与原试验结果对比见表1。

表1 仿真结果与原试验结果对比

Tab.1 The comparison between the simulation result and

pre-test result

计算结果显示，阀门更换后，一环路和二环路冷段测温旁路管线的流量分别大于验收准则换算出需要的最小流量（14.877m3/h和15.116m3/h），反应堆冷却剂传送时间可满足不超过1s的要求；三环路冷段测温旁路管线的流量小于验收准则换算出的最小流量（26.674m3/h），传送时间不能满足小于1s的要求，但模拟传送时间较原试验结果小，最终超温和超功率反应堆紧急停堆通道响应时间TRT应可满足不大于6s的要求。一环路、二环路和三环路热段测温旁路管线的流量均大于验收准则换算出的最小流量，略小于原现场测量流量，但满足验收准则传送时间不超过1s要求。综上所述，经过模拟仿真分析，RCP系统测温旁路更换RAMA手动截止阀后，反应堆冷却剂的传送时间能够满足设计要求。

3.3 误差分析

对于RCP系统测温旁路中核一级手动截止阀换型后的反应堆冷却剂传送时间，FLOWMASTER软件模拟分析与后期实际试验结果存在一定的误差，具体如下：

1）实际试验时在热停堆工况下进行，试验时各主管道的压力可能与正常运行时主管道各管段中的压力存在偏差；

2）测温旁路管线上的阀门实际的阻力系数与理论计算结果可能会存在偏差；

3）模型与实际环路之间的偏差以及仿真软件本身的误差性。

基于上述原因，虽然测温旁路中反应堆冷却剂传送时间的模拟仿真分析结果满足设计要求，但在阀门更换后仍需进行相关试验，以确保实际结果满足设计要求。

4 结论

本文提出了测温旁路隔离阀更换方案，并对阀门更换后对测温旁路的响应时间的影响进行了分析，结果显示拟更换的阀门对原设计的影响是可以接受的，并且为电厂阀门实际更换提供了有力的依据。

【参考文献】

[1]900MW压水堆核电站系统与设备[Z].

[2]RCC-M-2000版+2002补遗. 压水堆核岛机械设备设计和建造规则[S].

[责任编辑：汤静]