姜琳

摘要：堆芯反应堆压力容器位于核岛安全壳厂房内的核心区域，安装空间相对较小，安装精度较高。对于不同类型的核岛安全壳电厂，应采用不同的技术来完成翻转和安装。周转安装过程安全质量风险高，过程衔接要求准确，成品防护标准高。根据核岛的不同设计类型，设备的引进和安装可分为卧式和开顶式。

关键词：电厂反应堆;压力容器;完整性;问题;分析

1反应堆压力容器安装概述

反应堆压力容器（RV）是核电站的核关键一级设备。其核安全等级为SC-1，质量保证等级为QSA1，安装质量保证等级为Q2。压力容器筒体由下封头、筒体、冷却剂进出口、安注管线、压力容器法兰、检漏管等部件焊接成一个整体，筒体表面为耐腐蚀不锈钢堆焊层，整个容器垂直安装在反应堆压力容器支承环上。主要安装过程集中在压力容器超载卡车组装、起重装置连接、压力容器在超载运输车中就位、翻转回转环和支架安装、RV通過环形吊车连接工具翻转、压力容器、压力容器、吊装安装、调整就位，在施工过程中吊装翻转垂直是整个安装过程中最复杂的环节。

2反应堆压力容器主法兰密封面完整性分析

反应堆压力容器主法兰密封面分为密封环槽密封面和本体密封面两部分。顶盖环槽密封面采用16MnD5低合金碳钢堆焊30mm厚不锈钢堆焊层材料，加工两道宽度为17±0.1mm的密封环槽，顶面为密封面;阀体密封面为6mm的16MnD5低合金碳钢超低碳不锈钢堆焊层。密封面加工精度为0.8。它具有良好的抗晶间腐蚀和其他类型的腐蚀性能。

2.1缺陷判断标准和缺陷类型

主法兰密封面检查主要是检查两处密封面的表面质量。一般情况下，两地密封面缺陷类型及缺陷验收标准如下。

1.压痕和腐蚀点缺陷。这类缺陷被视为圆柱形孔，用直径φA表示。如果深度为≤0.5mm，直径φA的影响不明显。对于HELICOFLEX（X750或718），如果φA≤2.7毫米。

2.划痕缺陷。视为三角形截面，用深度P表示。对于Licoflex（X750或718），如果P≤0.13毫米。但不允许在整个密封面宽度上有任何划痕。

3.局部几何缺陷。局部不均匀性由深度E表示，长度L不是一个非常重要的参数，对于HELICOFLEX（X750或718），如果E≤0.28mm，但需要平滑过渡。

4.几何缺陷。不平度用深度E和长度L表示，长度大于300mm和深度a表示≤0.56mm是可以接受的。

2.2密封面常见缺陷的维修方法

密封面常见缺陷的维修方法可初步总结如下：第一，对于有小压痕、点蚀或划痕（包括轻微穿透划痕）的缺陷，可采用金相砂纸或油石进行缺陷维修的渐进式轻微过渡磨削;其次，对于较严重的缺陷，如深度远大于0.13mm的穿透性划痕，或深度非常严重的点状缺陷，要对缺陷部位制定检修方案，并采用堆焊--打磨--抛光等方法进行修复。

2.3典型案例分析

某国产核电机组换料大修低水位期间，在堆芯侧密封圈接触面边缘与内圈接触的压力容器本体密封面上发现多处点蚀缺陷，测量后确认缺陷深度小于0.3mm。经分析讨论，采用金相砂纸和油石进行修补，基本消除缺陷显示，然后用20%稀硝酸溶液进行酸洗钝化，在升压过程中，确认无明显泄漏。腐蚀原因分析：

腐蚀点位于内环与阀体密封面接触面的内缘，初步判断不影响内环的密封性能。根据腐蚀点的形貌和特征，基本上可以判断它不是化学腐蚀，而是在充液介质中电化学作用引起的腐蚀，典型的局部电化学腐蚀。

在一回路充水和排气过程中，虽然一回路中的空气是通过动态和静态排气排出的，但在内环与阀体密封面形成的间隙中仍会有少量的氧气残留，从而增加了狭窄空间中的氧气含量。在低水位和低水位期间，用于检查和清洁密封面的清洗剂为7070。查询清洗剂的相关信息后，发现清洗剂中含有大量的CL元素，在富氧环境中会转化为CL离子。密封表面的表面固有宏观或微观不均匀性，因此金属表面的宏观零件或微观区域之间存在电极电位差。由于上述三种情况的存在，间隙中会发生氧化还原反应并导致腐蚀。在间隙（A部分）供氧不足，因此在A部分仅形成氧化反应和阳极反应区，即金属被腐蚀的区域。随着A部分金属离子的增加，B部分的负电解质离子迁移到A部分，同时，由于CL元素的存在，A部分可能形成FeCl2，然后发生水解（如FeCl2+2H2O→FeOH2+2H++2Cl-），增加A部分的酸度，加速A部分的腐蚀，同时流向B部分的电流，此外，B部分受到阴极保护，这是A部分的腐蚀机理。

3现有安装工艺缺陷分析及改进方案

由于独立第三代核电技术的压力容器下封头为光滑的半球形结构，回转环的两半通过螺钉与压力容器啮合，这不仅要求啮合力矩满足回转需要，但横向车削耳轴的水平度偏差也应控制在1mm的控制范围内。同时，在车削过程中，车削耳轴与车削支架之间的间隙在两侧保持均匀，这使得整个施工过程非常困难。旋转环与旋转支架组合安装工艺复杂，安全质量风险高。为保证施工质量，需提前5-7天做好设备移交前的准备工作。这种连接方式程序复杂，需要占用反应堆厂房设备很长时间才能引入通道和吊环机械，安装需要大量人力和时间，经济性低。这不仅增加了施工安全风险，也增加了工作量，不利于施工安全和成本的综合管理。

在分析现有安装工艺缺陷的基础上，结合AP1000及其他叠层型式采用的开顶吊装工艺，考虑采用带撬式J型架的吊耳组件完成反应堆厂房内的垂直翻转，以避免使用翻板环的缺点，从而降低安全风险和工作量。

在安装和翻转过程中，前半部分工艺与现有工艺相似，但在将RPV提升引入RPV转运平台之前，应提前在引入通道内安装翻转环支架的区域设置j型翻转架，在进入反应堆厂房之前，应取消反向环的安装过程。

4结论

通过上述改进工艺的核电厂反应堆压力容器安装，可有效解决安装准备阶段施工难度大、施工时间长的问题，预计可节省3-4天的安装准备时间，减少对环吊、厂区主通道等施工资源的依赖，提高施工效率。因此，具有可观的经济效益，可供国内第三代核电机组RPV建设的借鉴和进一步研究。

参考文献

[1]魏海峰.核电站反应堆保护系统研究[D].华北电力大学，2013.