蒸汽发生器的更换.pdf

专论与译文 核电站2003 年第 2 期 12 蒸汽发生器的更换 A.S.Amar 蒸汽发生器堵管或衬管的数目过大而引起的 电力损失是不可接受的在这种情况下可采用下列 三种替代方案1使用现有的管板和壳体构件更 换蒸汽发生器传热管2更换整个蒸汽发生器 3更换蒸汽发生器的下部组件 就地更换蒸汽发生器传热管包括切割和取出 传热管和管子支撑板构件并更换蒸汽干燥和分离 设备这个工艺的技术上可能性已经由西屋电气公 司在模拟设备上得到确证 但是这个过程需要 23 年停堆时间因而这种管子更换方案还没有在任何 机组上使用在停堆期间电力损失的代价比其它修 理或更换方案都高得多这种方案的现场工作涉及 到与加工新蒸汽发生器一样的许多制造过程而且 在现场的工艺控制不可能像在车间里那样有效另 外这种方案对人员的放射性辐照也相当大 至 1991 年 3 月美国至少在九个 PWR 核电站上 更换了 27 个蒸汽发生器使更换工作在成本进 度和放射性辐照方面的未知数不太多了美国一些 其它核电厂也在考虑更换蒸汽发生器国外至少有 三个核电厂也进行了更换 萨里Surry核电厂的蒸汽发生器更换涉及到 切割一回路和二回路的管道通过安全壳里现有的 起重机把蒸汽发生器从支撑件上吊起并且搬出来 见图 1该操作的现场准备包括改进极性起重 机安装新的起重机和其它装卸设备建造一个现 场贮存设施加固设备通道平台以及屏蔽装置还 要求相当大量的去污工作 在灵哈尔斯Ringhals核电站 2 号机组和帕 利塞兹Palisades核电厂进行的蒸汽发生器更换 包括在安全壳上开一些临时的口子这两处核电厂 的安全壳都是有预应力钢衬里的混凝土并埋入钢 筋及水平和垂直方向的张力钢丝这些安全壳上的 开口首先在涉及区域除去钢筋束释放剩余钢筋的 张力达到合适的负荷分布在灵哈尔斯 2 号机组 上除去的水泥块为 6.27.6 米大约 130 吨重水 泥块被凿开并且内衬用焊枪切割开在帕利塞兹 核电厂安全壳上开凿了 7.98.6 米的开口除去了 一块 160 吨重及三个较小的水泥块帕利塞兹核电 厂安全壳的开口随后就被复原 复原的方法是1 修整好钢筋条和钢筋束导管周围的混凝土2拼 接上新的钢筋条和新的钢筋束导管3原位对接 焊接新的钢衬里4一次性连续浇注专门的高强 度低塑变低收缩变形的混凝土经过钢筋束的 重新安装和拉紧并经过压力试验这些开口的修 复就完成了 压水堆蒸汽发生器的更换在装备和焊接方面 遇到了许多困难这是在以前核电厂的维护或修理 工作中所没有遇到过的例如帕利塞兹核电厂蒸 汽发生器有一回路冷端二个一回路热端一个以及 二回路给水和蒸汽管道所有这些断开后需要合适 地封闭好帕利塞兹核电厂还进行了放样而其它 地方有使用光学对中技术法国的当皮埃尔 Dampierre 核电厂 1 号机组使用了计算机辅助的 电子经纬仪精确度达到 1mm在帕利塞兹和灵哈 尔斯 2 号机组上使用了小间隙的焊接工艺减少了 焊接金属的体积及热输入与常规的焊接方法比 较这种工艺缩短了焊接时间减少了焊接收缩和 残余应力帕利塞兹核电厂的一回路管道材料是具 核电站2003 年第 2 期 专论与译文 13 有不锈钢衬里包层的碳钢 因而 要开发一个工艺 涉及包层过渡材料和管道外侧碳钢基体金属的自 动化焊接 自然循环蒸汽发生器下部组件的更换涉及到 把蒸汽发生器圆锥部分切割开取出下部组件包 括管板锻造件 传热管等 然后换上新的下部组件 土耳其角Turkey Point核电站选择了这种方法 并且在 1993 年北安娜North Anna核电站 1 号机 组也使用了该方法因为现有的设备闸门不能使整 个蒸汽发生器经过在土耳其角核电站原先的计划 是要切断反应堆冷却剂管道由于不能接近而放弃 了而用切割水室封头的方法来代替对焊接水室 封头的程序进行修订以减少水室内侧的焊接这 种内表面的堆焊比预料的要更加困难 因为一些电力公司互相交流新的蒸汽发生器 更换的经验而使更换操作引起的停堆时间已经减 少到大约 6 个月或不到 6 个月在灵哈尔斯 2 号机 组三个蒸汽发生器的更换在 72 天里就完成了在 当皮埃尔 1 号机组三个蒸汽发生器的更换只有 70 天就完成了一个电厂进行现场工作的录像带对其 它电厂的工作计划和人员培训起到帮助作用按工 期制造新蒸汽发生器的关键部件是管板锻件一些 电力公司正进行投资在合资经营的库存管理系统 里贮存这样的关键部件因而任何电力公司可以在 需要时从合资经营的库存中采购这样的部件 预期蒸汽发生器的更换比修理得到的蒸汽发 生器寿期更长因为对新蒸汽发生器进行了设计和 材料的改进以前运行经历中对可靠性的影响就可 以排除 最好的蒸汽发生器管材美国工业界的一致意 见是热处理合金 690合金 600 和合金 690 管材的 化学成分在表 1 中列出这种材料有相对高的铬含 量以及经过热处理防止了在接近晶界处产生贫铬 区这种贫铬区会引起敏感因而这种材料对晶间 腐蚀IGA/晶间应力腐蚀开裂IGSCC的敏感 性要低得多实验室结果显示热处理和工厂退火 的合金690管材对一回路水应力腐蚀开裂 PWSCC 的抗力比工厂退火的合金 600 管材更高目前显微 结构和 PWSCC 之间的机理关系尚未确定假设的 最佳显微结构是根据现场经验观察和实验室试验 为基础的 表 1 PWR 蒸汽发生器管材的化学成分 化学成分%重量 合金 600 合金 690 碳 0.1 最大 0.05 最大 锰 0.11.0 0.5 最大 铁 6.010.0 2.011.0 铬 14.017.0 28.031.0 铝 0.050.35 0.050.40 钛 0.100.50 0.100.50 钴 0.1 最大 0.1 最大* 镍 基本平衡72.9 最小 基本平衡 58.0 最小 *在西屋公司新的蒸汽发生器里钴含量最大保持在 0.015% 经改进的合金 800降低含碳量0.03%稳定 率 T1/C12能抗 PWSCC它已在德国成功地使 用合金 800 的改进成功也归功于德国核电厂严格 的水化学控制密封性能好的钛管冷凝器和用淡水 冷却 根据实验室试验 热处理合金 690 比合金 800 能更好地抗酸性氯离子的侵蚀会引起点蚀晶间 腐蚀晶间应力腐蚀开裂另外工厂退火的合 金 800 容易在淡水环境里发生点蚀合金 800 材料 的典型化学成份为 0.06%碳 32%镍 20%铬 46% 铁和少量的锰铝硅和镁工厂退火合金 800 典 型的屈服强度大约是 185MPa 这比合金 600 和 690 要低得多平均的晶粒大小是 31.3m这比合金 600 大得多 在更换的蒸汽发生器中新的管子和管板的连 接方式消除了缝隙否则杂质会在缝隙里浓缩新 蒸汽发生器在扩张过渡区和U形弯头处由于分别使 用了喷丸和应力释放工艺残余应力已经减少为 减少残余应力还开发了新的制造工艺衬管以及 其它修理方法的可达性也得到了改善 专论与译文 核电站2003 年第 2 期 14 管子支撑件也有了改进可以防止凹痕目前 在新蒸汽发生器里管子支撑结构用 12%铬的铁素 体不锈钢制造如 409 型或 405 型这两种不锈 钢比较能抗氧化管子支撑结构的设计改进如四 叶型或三叶型设计防止了传热管和管子支撑板之 间的环形通道里形成滞流然而水化学控制还是 非常重要的管子支撑件的材料和设计也应该使管 子上的腐蚀和微振磨损减到最小 为了使管板上部表面的二次侧冲洗和化学清 洗时的可达性得以改善已经考虑把手孔放在合适 的位置增加排污能力也将有助于去除杂质和减少 泥渣堆积另外在新的西屋公司蒸汽发生器设计 中使用了流量分配板以便使再循环水以一定的速 度穿过管板可以减少管板上的泥渣沉积 西屋公司新蒸汽发生器包含了三组防振条而 不是二组它较深地插入到管束里以改善管束 稳定性和减少流动引起的振动防振条选择的材料 要能与传热管有较好的磨损配合管子与防振条的 间隙也尽可能地小蒸汽发生器的壳体也重新设 计以减少一些焊缝在在役检查大纲里这些焊缝 是必须要检查的另外西屋公司新蒸汽发生器的 传热管之间的间距也减少了这样可以稍微增加传 热管