石　红，张正春，吕艳新，张发云，陈一伟,*

核级减压阀国产化研发关键技术

石红1，张正春2，吕艳新1，张发云1，陈一伟1,*

（1. 生态环境部核与辐射安全中心，北京 100082；2. 上海艾维科阀门股份有限公司，上海 201700）

目前我国AP1000堆型用主控室通风系统的核级减压阀均为进口，为打破国外技术垄断，形成自有知识产权，开展了针对CAP1400堆型该阀门的国产化研发工作。提出了该阀门的研发技术要求，介绍了该阀门的结构特点，并从结构设计、材料选择、密封性能、加工工艺、无损检验以及鉴定试验等多方面阐明研发技术要点及关注重点。鉴定试验结果表明该阀门的结构设计完全满足技术性能要求，国产化研发得以实现，为后续阀门的设计研发工作提供了良好借鉴。

核级减压阀；技术研发；国产化

AP1000系列堆型主控室通风系统的核级减压阀，上游压力为27.58～1.38 MPa，下游出口压力要求稳定在0.83 MPa。进口压力范围跨度大，出口压力稳定性及控制精度要求高，对该阀门的设计和制造活动提出了巨大挑战。目前我国尚未掌握该阀门的设计和制造关键技术，产品完全依赖进口，以满足核电工程需求。由于国外技术垄断，致使采购成本居高不下，此外，还存在交货不及时、服务响应慢等一系列问题。为此，我国开始了对此关键核级设备的国产化研发。

1　技术要求

核级减压阀为核2级常开阀门，用于保持节流孔板上游气体压力恒定，以确保核电站主控室的输入气体流量恒定。阀门主要技术参数和性能要求如表1所示。

表1　主要技术参数及性能要求

阀门抗震等级为Ⅰ级，要求其能够承受SL-2和SL-1地震动载荷，并保证在地震发生时和（或）地震后能履行其规定的安全功能。为满足上述功能，对阀门提出如下技术要求：

（1）阀门需保持出口侧的恒定气压，并确保空气额定流量稳定在111 m3/h；

（2）阀门应设计成在正常、异常、紧急和事故工况下能够保持结构完整性并实施正常功能；

（3）阀门需设计成30 000次循环运行寿命，一次循环应为在整个进口压力范围内调节阀门开度使出口压力维持在设定要求；

（4）除易损件（如垫片、橡胶等）以外，在规定环境条件下的设计寿命为60年；

（5）橡胶垫片、O形圈和密封件应设计为具有6年名义维修周期；

（6）除运行循环外，低水平地震循环载荷应进行总计315次循环的评价；

（7）阀门整机的固有频率应等于或大于33 Hz；

（8）阀门的设计和制造应依据ASME BPVC-ⅢND标准；

（9）阀门应沿着水平管道按介质流动方向安装，其弹簧罩壳为垂直向上。

2　结构特征

针对CAP1400堆型该型阀门的国产化研发，采用的结构型式为复式活塞型减压阀。阀体内设置两组减压单元进行逐级减压，通过组合优化，实现阀门在较宽的入口压力变化范围内保持出口端的减压和稳压。减压阀具体结构形式如图1所示。

该型阀门具有以下结构特点：

（1）调压区域分为高压调节区和低压调节区，根据压力分配，高低压区分别选择不同压力等级的弹簧，弹簧特性的匹配程度决定着减压阀的减压和稳压功能；

（2）流开型结构设计，高低压调节区任何一级发生功能失效，剩余一级仍能将出口压力限制在2.07 MPa以下；

（3）阀座与阀瓣设计成单元模块，可以整体拆卸，互换性强，在苛刻运行工况下，能够快捷安装和维护；

（4）阀座下方设有支撑弹簧，具有响应压力变化和辅助密封的功能，同时缓和了流量的冲击，使阀瓣开启更加平稳；

（5）阀体采用一体式锻造成型，无底盖结构，零部件统一从上口装入，有效减少泄漏点；

（6）减压单元左右布置，高低压联合调节机构位于管线上部，操作方便，亦可节约管线上下空间。

图1　减压阀结构示意图

3　研发技术要点

3.1　结构设计

核级减压阀上游进口压力波动范围大，波动范围在1.38～27.58 MPa。阀门出口压力精度要求高，要求经调压后，出口压力维持在0.83 MPa±5%范围内。设计研发采用两级减压单元逐级减压，经第一级减压单元减压后，使第一级减压单元出口压力的变化值大幅降低。用第一级减压单元的出口压力作为第二级减压单元的入口压力，从而达到第二级减压单元出口压力稳定[1]。每组减压单元的压力执行元件为不锈钢活塞。活塞上方设置主弹簧，依靠主弹簧的压缩弹力与活塞腔的反馈压力进行调节。这种阀芯的自平衡型结构，使阀芯受力情况几乎不受进口压力变化的影响[2]，进一步实现了精准调压和控压的目的。

核级减压阀最高入口压力可达27.58 MPa，而出口压力仅为0.83 MPa，调压范围在0.55～26.75 MPa，阀门进出口压差大，调压范围广。在最大压差时，需考虑阀芯开度，避免阀芯小开度运行引起阀门震荡。因此，在阀芯结构设计时，需采用合理的阀芯设计曲线，避开阀芯小开度运行[3]。

常规减压阀阀体下端设置底盖，阀杆弹簧等零部件从下端装入，底盖与阀体间需设置填料进行密封，阀体泄漏风险高[4]。该阀门采用无底盖结构，阀门零部件统一从上口装入，能够有效减少泄漏点。

3.2　材料选择

弹簧在减压阀中起着非常重要的作用，是该阀门的关键部件之一。弹簧应用于高压区和低压区两个区域，根据压力分配，需选用不同压力等级的弹簧进行匹配。弹簧长时间处于交变应力的作用下，要求其具有较高的疲劳极限、屈服点、足够的冲击韧性、优异的淬透性、低的过热敏感性和不易脱碳等性能，同时由于其处于高于室温并受有辐照的环境条件，还要求其具有良好的防腐蚀及耐高温性能。弹簧选材以往多用65 Mn和304/316不锈钢材料，针对该新型阀门，选用了07Cr17Ni7Al沉淀硬化型不锈钢，该材料是一种弥散硬化不锈钢，具有抗疲劳、耐高温、防腐蚀等特点，能够很好地满足对于弹簧的性能要求。

阀门进出口压差大，阀内件存在冲刷破坏的风险。第一级密封阀芯材料采用AMS5387 D R30006，阀座采用304堆焊硬质合金，能够有效避免阀门内件被冲刷破坏。

对于阀体和活塞，由于阀门工况压力等级较高，阀体和活塞采用锻件，阀体材料为ASME SA-182 F11，活塞及活塞缸材料为ASME SA-182 F304。锻件具有良好的力学性能，金属坯料组织经过锻造方法热加工变形后，变得更加紧密，钢锭内原有的偏析、疏松、气孔、夹渣等缺陷经锻造后压实和焊合，能够极大提高金属的塑性和力学性能，满足高压工况需求。

3.3　密封性能

阀座泄漏率要求高，需不超过5个气泡/分钟。减压阀的工作方式特殊，没有执行机构为其提供接触面密封力，阀芯密封力的形成完全来自阀门出口压力的变化，而阀门出口压力偏差需不超过±5%，即41 kPa，因此其提供的密封力极其有限。若减压阀密封面材料选用硬密封，即使通过加工精度保证及密封面的研磨，要实现在如此高的压差下，阀座泄漏量不超过5气泡/分钟，是不可能实现的。

该阀门第一级减压单元采用硬密封型式，第二级减压单元采用橡胶平面软密封，利用橡胶的弹性，只需比较小的密封力就能达到所要求的密封效果。第二级减压单元阀芯设计成燕尾槽，橡胶通过专用模具压制在燕尾槽里，使橡胶呈骨架包裹式，从而达到密封性能，也能够进一步提高阀芯使用寿命。

3.4　加工工艺

在机械加工时，由于阀门采用活塞结构，阀体与活塞、阀芯与阀座的配合表面有较高的精度要求，需采用专用数控机床进行精密加工，以确保配合面具有较高的光洁度、尺寸精度以及同轴度。

通过三维造型，工艺优化，专业工装定位，利用阀体上平面已有的较大的成形孔的空间，经数控精密钻削，来加工阀体内的斜长的流道孔，从而避免在阀体侧面留下加工工艺孔。能够有效降低阀体泄漏率，避免工艺孔对阀体强度的削弱。

3.5　无损检验

密封面质量直接影响着阀门的密封性能。金属阀座密封面需进行液体渗透检验以确保其堆焊质量。金属阀座密封表面包括以下结构：

（1）阀门主阀座密封表面为线接触或宽度小于等于3.2 mm的阀座接触面；

（2）阀座接触面宽度大于3.2 mm的主阀座密封表面；

（3）其他表面。

应依据ASME BPVC-ⅢNC标准对上述各类密封表面质量进行验收，具体要求如下[5]：

（1）阀门主阀座密封表面为线接触或宽度3.2 mm及以下的阀座接触面

1）具有线接触的阀座，在线接触的每侧1.6 mm区域内不应有显示；

2）对于宽度3.2 mm及以下的阀座接触面，在阀座密封表面上应没有显示。

（2）宽度3.2 mm以上的阀门主阀座接触面

1）在阀座密封表面上不应有长度0.8 mm以上的线形显示；

2）不应有直径1.6 mm以上的圆形显示；

3）阀座密封表面上任意两个显示的边缘相距不应小于6.35 mm，且所有显示应为随机分布；

4）阀座密封表面上应不超过10个显示。

（3）其他表面

不作为密封表面的其他区域需按照ASME BPVC-Ⅲ的要求进行检验。

4　试验

我国核级阀门鉴定试验项目以及试验顺序主要依据美国机械工程师学会编制的ASME QME-1《核电厂能动机械设备鉴定》进行，结合我国工业发展水平及阀门鉴定工作实际，形成核级减压阀现有试验内容。

4.1　基准试验

基准试验用于验证阀门功能的适合性并建立功能基准数据，用于与鉴定试验过程中或完成后的性能试验数据作对比，以验证阀门性能的变化。阀门需进行的基准试验有壳体强度试验、密封性能试验以及调压试验。

调压试验依据GB/T 12245执行，用于验证阀门的减压性能是否符合设计要求。试验过程中缓慢调节减压阀的调节杆，阀门出口压力应在调压范围的最大值和最小值（0.78～0.88 MPa）之间连续变化，要求调节灵敏，无卡阻和异常振动。

4.2　环境鉴定试验

环境鉴定试验适用于减压阀中执行安全功能和/或维持压力边界完整性的关键非金属件，需按ASME QME-1 附录QR-B的要求进行鉴定，并给出合格的更换周期。阀门执行单元为弹性软密封结构，在设计上应用了较多的O形密封圈以及橡胶密封垫，其中应用于动密封的活塞密封圈和主密封的橡胶垫尤为重要。由于核电站用阀门其介质不仅有腐蚀性而且承受一定的辐照计量，因此，这些橡胶件除了要保证必需的拉伸强度、伸长率、硬度、抗老化等性能指标外，还需具有耐腐蚀及耐辐照的性能。该阀门非金属件选材为三元乙丙胶，需进行的鉴定试验项目有热老化试验和辐照老化试验。

4.3　功能鉴定试验

功能鉴定试验用于验证减压阀在预期的环境条件和地震要求下执行其安全功能的能力。阀门整机需进行的鉴定试验项目有流量负载特性试验、压力负载特性试验、额定流量系数试验、寿命试验、动态特性探查试验、振动老化试验、端部加载试验以及地震试验。

流量负载特性试验依据GB/T 12245执行。阀前压力设定为1.8 MPa，阀后压力调至压力设定值0.83 MPa，阀后输出流量由工况下最大流量减少至该工况流量的20%。要求当阀门出口流量变化时，阀门不得有异常动作，其出口压力负偏差值不大于出口压力的20%。

压力负载特性试验依据GB/T 12245执行。阀前压力设定为1.8 MPa，阀后压力调至压力设定值0.83 MPa，调节阀前压力至试验压力的80%。要求入口压力变化时，阀门不得有异常振动，其出口压力偏差值不超过出口压力的±5%。

阀门寿命试验是考核阀门可靠性的重要试验项目。阀门安装在试验台架上，采用无油干燥空气在常温下进行试验验证。阀门进口压力27.58 MPa，调整出口压力0.83 MPa，完成开启到关闭规定的30 000次循环试验，在寿命试验期间，阀门性能应保持良好。寿命试验结束后应进行功能性试验，并与基准试验数据进行对比以验证阀门在设计寿期内的性能保持情况以及磨损情况。

5　结论

核级减压阀成功国产化，打破了AP1000系列堆型中该型阀门国外技术垄断的局面，标志着我国在阀门设计理念、制造装备、加工工艺以及验证方法等诸多方面的技术提升。核级减压阀的国产化有效扭转了进口设备价格高昂的局面，有效降低了我国AP1000系列核电机组的建造成本。先进的设计理念及制造经验能够为后续阀门的研制工作提供良好借鉴，共同推动我国阀门行业设计和制造能力的提升。

［1］ 邓业民．大流量快速节流比例阀的研制［D］．浙江大学，2010．

［2］ 乔怡超．供水管网减压阀优化控制漏失研究［D］．哈尔滨工业大学，2014．

［3］ 钱锦远，侯聪伟，金亮，等．减压阀阀芯与孔板间距对节流性能的影响分析［J］．液压与气动，2018（12）：11-14．

［4］ 费扬．新型高参数减压阀流动特性与高温高压强度分析［D］．浙江大学，2015．

［5］ 核设施部件建造规则：ASME BPVC-Ⅲ—2004［S］．上海：上海科学技术文献出版社，2004．

Key Technologies for Localization R&D of Nuclear Grade Pressure Reducing Valve

SHI Hong1，ZHANG Zhengchun2，LYU Yanxin1，ZHANG Fayun1，CHEN Yiwei1,*

（1. Nuclear and Radiation Safety Center，Beijing 100082，China；2. Shanghai Ivco Valve Co.Ltd，Shanghai 201700，China）

At present, the nuclear grade pressure reducing valve of AP1000 used in the ventilation system of the main control room is imported. In order to break the foreign technical monopoly and form its own intellectual property, the domestic R&D on the valve for CAP1400 has been carried out. This paper puts forward the R&D technical requirements, introduces the structural characteristics, and expounds the key points and focus from the aspects of structural design, material selection, sealing performance, processing technology, nondestructive inspection and identification test. The identification test results show that the structural design of the valve fully meets the technical performance requirements, the localization R&D is realized, which provides a good reference for the subsequent design.

Nuclear grade pressure reducing valve; Technology R&D; Localization

TK5

A

0258-0918（2022）06-1372-05

2021-11-28

石 红（1986—），女，吉林松原人，工程师，硕士，现主要从事民用核安全设备技术评审相关研究

陈一伟，E-mail：349766680@qq.com