百万千瓦级核电厂稳压器自主化结构设计主要技术分析

黄燕　邓丰　余平　李焕鸣　周永

【摘 要】本文比较和总结了现有国内外同类核电厂稳压器的设计技术，分析了关于百万千瓦级核电厂稳压器自主化结构设计的主要技术，该设计技术可直接应用于后续百万千瓦级核电站稳压器的设计，对于三代核电技术研发和新堆型稳压器研发具有重要意义。

【关键词】稳压器；自主化设计；结构优化

0 概述

稳压器是核电厂反应堆冷却剂（RCP）系统的重要设备，对核电厂的一回路系统的正常运行和安全起着至关重要的作用。稳压器的主要功能包括：1）在稳态运行时，维持RCP系统压力，防止堆芯冷却剂汽化；2）在正常功率变化及中、小事故工况下，将RCP系统的压力变化控制在允许范围，保护电厂安全，避免发生紧急停堆；3）当RCP系统压力超过稳压器安全阀整定值时，安全阀自动开启排放蒸汽，使RCP系统卸压；4）作为RCP系统冷却剂的缓冲箱，补偿RCP系统水容积的变化。

以前国内百万千瓦核电厂稳压器设计的主要核心技术掌握在外国公司手中，为响应国家核电发展战略提出的提高我国核电站设计建造自主化和国产化水平要求，进而开展了百万千瓦级核电厂稳压器的自主化设计技术研究。现国内百万千瓦级核电厂稳压器自主化设计技术已成功应用于我国“十一五”期间首个批准开工建设的二代改进型百万千瓦级核电项目，该项目也是我国首次开展百万千瓦核电机组标准化、规模化建设的核电项目，在国家核电发展中具有承上启下的作用。

1 稳压器主要结构

该稳压器采用立式圆筒形结构，见图1所示，包括以下主要部件：上封头组件、筒体组件、下封头组件、裙座组件等。上封头上设置有一个人孔座、3个安全阀阀门接管嘴、一个先导式安全阀压力信号箱接管嘴和一个喷雾接管嘴。筒体组件包括三节筒体（上部筒体、中部筒体和下部筒体）和电加热元件上支撑板及仪表接管等。下封头中心设置有一个波动接管嘴，接管内装有防热冲击套管，在下封头底部，以同心圆的排列方式、立式安装有三圈直接浸没式的电加热元件，并设置了电加热元件下支撑板。裙座组件与稳压器下封头焊接，从而实现对稳压器本体的支撑作用。

2 国内外同类技术比较分析

2.1 与国内同类技术比较

2.1.1 设计规范比较

与国内建造较早（20世纪90年代初）的压水堆核电厂中稳压器设计相比较，当时稳压器的设计主要参照旧版本的ASME规范和RCC-M规范进行设计，而本稳压器采用得RCC-M（2000版+2002补遗）进行设计。新版本的标准引入大量的经验反馈和新的技术进步，对设计要求更为合理、完善和先进，譬如对16MND5钢板的杂质元素S、P的含量控制更严格，增加了高温拉伸中的抗拉强度的考核指标等。

2.1.2 结构设计比较

本稳压器的容积相对于较早设计的核电厂稳压器有所增加，但总重却相当。这是通过优化设计，减少封头壁厚来实现的。较早设计的核电厂稳压器均采用与筒体等壁厚的封头，而根据压力容器壁厚理论计算公式，在压力和尺寸相同的情况下，球形封头中的一次薄膜应力仅为圆柱形筒体中的一半，故采用与筒体等壁厚的封头，不仅存在材料的巨大浪费，而且由于本体重量增加，会给土建、安装等提出了更高的要求。

本稳压器的电加热元件总功率与较早设计的核电厂稳压器相当，通过提高单根电加热元件的加热功率，电加热元件数量相对减少。电加热元件数量的减少，必然导致贯穿件电加热元件套管数量的减少、电加热元件与套管之间焊缝的减少、电加热元件套管与稳压器下封头之间焊缝的减少，上述两条焊缝为承压边界焊缝，要求很高。故减少电加热元件数量，就减少了稳压器制造的工作量，降低了制造难度和风险，同时也降低了稳压器在运行过程中失效的风险。

综上对比分析，本稳压器相比国内同类技术而言，稳压器容积更大，设计标准更新，设计技术更加先进，设备材料更加符合电厂需要，设计结构和制造技术要求更加先进。

2.2 与国外同类技术比较

以前国内核电项目中由某国外公司设计的稳压器采用RCC-M 1993版，而本稳压器采用RCC-M（2000版+2002补遗）进行设计。新版本的标准引入大量的经验反馈和新的技术进步，对设计要求更为合理、完善和先进，譬如对主体材料16MND5钢板的杂质元素S、P的含量控制更严格，增加了高温拉伸中的抗拉强度的考核指标等。

本稳压器在性能、结构和设计寿命上均与国外同类技术水平相当，在材料选择上，基于当今的工业技术水平，提出了更严格的要求，有利于提高设备的安全性和可靠性。在设计分析上，反映了新版设计规范的要求和新的技术进步，进一步提高了设计的可靠性。

3 主要设计技术分析

稳压器的设计难度比较大，需要综合考虑电厂总体要求，包括核岛土建的需要、系统设计和布置的需要、仪表控制的需要、在役检查的需要和人员防护的需要，还要考虑设备功能的良好实现，设备的安全性，还需为电厂延寿进行综合考虑等，同时稳压器有其结构特殊性，贯穿件众多且都为一回路压力边界，如何实现贯穿件可靠的安装，如何评估过冷液液体对稳压器上部结构应力的影响，以及在稳压器在制造过程中，对出现的不符合项如何处理，都是亟待解决的问题，下面针对稳压器结构设计主要技术和难点进行了分析。

3.1 电加热元件套管安装设计

由于稳压器的电加热元件套管数量众多，且电加热元件套管与下封头内壁堆焊层上的坡口进行焊接，该角焊缝为承压边界，为核一级焊缝。为保证该焊缝强度在运行过程中不受电加热元件的振动或电加热元件更换时的切割及焊接等操作的影响，需消除加热元件套管与下封头孔壁之间的间隙，保证电加热元件套管与下封头相对固定，不会发生相对移动或震动。

部分制造厂采用了机械胀管的工艺，自主化设计中采用了一种冷装工艺，该工艺是先加工电加热元件套管孔，电加热元件套管的外径根据孔的实际尺寸配做，保证电加热元件套管与稳压器下封头上的开孔之间0.015mm～0.025mm的过盈量。在安装时，将电加热元件套管放入液氮中冷却足够长时间后，快速穿过稳压器下封头上的套管孔，通过电加热元件套管上的定位凸台对其安装位置进行定位。待电加热元件套管温度上升到室温后，即可实现电加热元件套管与下封头开孔间的过盈配合。

该冷装工艺不需要特殊装备（如胀管机），工艺相对简单，且达到使电加热元件套管受力均匀的设计目的。

3.2 防热冲击套管与安全端焊接设计

在电厂的正常运行过程中，为了降低由波动管或喷淋管线过来的过冷水对稳压器接管嘴部位的热冲击，在喷雾接管嘴和波动接管嘴内设置了防热冲击套管。防热冲击套管与接管嘴安全端所带凸台进行焊接，该焊缝一般采用了焊接衬环（如图2所示），由于本身结构空间狭小，带焊接衬环的设计很容易出现根部和焊缝背面熔合不良，并且返修非常困难。现设计了一种简化的焊接结构，取消了一般设计中采用的焊接衬环，并加大焊接坡口一侧的坡口角度，采用TIG焊接，单面焊双面成形，从而在保证质量的前提下，简化了焊接操作（如图2所示）。

3.3 稳压器喷雾头雾化液滴动力和传热特性初步分析

为了研究雾化液滴是否会直接喷射到稳压器上部壳体的焊缝（筒体与封头之间焊缝、筒体与仪表接管嘴之间焊缝）部位，从而影响其力学分析，同时为了初步研究喷雾头的特性参数对稳压器喷雾冷凝降压效率的影响，建立了雾化液滴的动力特性模型和其与稳压器内饱和蒸汽之间的导热模型，研究了喷雾头雾化液滴单液滴的动力特性及其与稳压器内饱和蒸汽之间的传热特性。

动力特性模型和传热模型假定雾化液滴为理想球体，雾化液滴与饱和蒸汽中间的传热模型为理想的非稳态导热模型，建立了动力特性和传热特性方程，根据不同的喷雾角、不同初始速率和不同的雾化液滴尺寸，对液滴的动力特性和导热特性进行了计算和分析。计算结果表明，雾化液滴的冷凝降压效率主要由液滴的尺寸决定，液滴的喷射角度及其初始速率影响很小。根据给定喷射角，雾化液滴直接喷射到筒体与封头之间焊缝和筒体与仪表接管嘴之间焊缝部位的概率很小，在应力分析中可不予考虑。稳压器内由喷雾头喷射的不同尺寸液滴的动力学特性如图3所示。

4 结束语

百万千瓦级核电厂稳压器自主化结构设计过程中，对设备结构和分析方法进行了优化，改进了贯穿件的安装方法，优化了防热冲击套管与安全端的焊接结构，除此之外，还对力学分析软件的内置模块进行了优化，设计成果和设计分析方法居国内领先，各项性能指标达到国际同类先进水平。

该稳压器设计技术可直接应用于后续百万千瓦级核电站稳压器的设计，还可用于我国自主化三代核电稳压器技术的研发以及新堆型稳压器设计的研发，对于行业的技术发展和用于核电出口等具有重要意义。

【参考文献】

[1]邓丰，何劲松，黄燕，等.稳压器雾化液滴动力和传热特性数值分析[J].核动力工程，2013（34.S1）：136-140.

[责任编辑：杨玉洁]