舒正誼陶 凡
(1.武漢海王科技有限公司,湖北 武漢 430064;2.武漢海王新能源工程技術有限公司,湖北 武漢 430064)
EPR三代核電廠襯膠管設計淺析
舒正誼1陶 凡2
(1.武漢海王科技有限公司,湖北 武漢 430064;2.武漢海王新能源工程技術有限公司,湖北 武漢 430064)
襯膠管因內(nèi)襯耐磨、防腐以及耐高溫的橡膠作為襯里層,降低了管路輸送介質(zhì)對外部結構的作用如沖擊力、腐蝕等,廣泛應用于酸、堿、鹽輸送系統(tǒng)。襯膠管應用于臺山電廠歐洲壓水堆(Europepressure-waterreactor,EPR)三代核電機組3個系統(tǒng):SEC(重要廠用水系統(tǒng))、SRU(專設重要冷卻水系統(tǒng)-安全殼熱導出系統(tǒng))和TEK(核島廢液監(jiān)控和排出系統(tǒng))。本文結合EPR核電站管道設計實踐,詳細介紹了該型核電機組襯膠管相對于其他工藝系統(tǒng)管道所特有的設計思路和設計要求,針對工程中出現(xiàn)的實際問題提出了設計優(yōu)化思路及建議。該實踐經(jīng)驗可為國內(nèi)其他類似大型核電廠的襯膠管設計提供借鑒,也可為國內(nèi)完善相關設計規(guī)范提供參考。
歐洲壓水堆(EPR)核電廠;襯膠管;設計
對于壓水堆核電站管道設計,法國通過長期的發(fā)展積累了豐富的經(jīng)驗,這些經(jīng)驗也在臺山一期項目中得到體現(xiàn)。而國內(nèi)由于以往的電站設計都是翻版參考電站,使得國內(nèi)在管道初步設計上經(jīng)驗非常欠缺。臺山一期EPR項目采用中法聯(lián)合設計模式,這正好給予國內(nèi)學習國外先進技術的契機。本文結合臺山一期管道設計的實踐經(jīng)驗,介紹了臺山一期項目中襯膠管道相對于其他工藝管道所特有的設計方法與要求。同時,針對工程中出現(xiàn)的實際問題提出了優(yōu)化思路及建議。
1.1襯膠管原理
襯膠管道是一種外部以鋼或者硬質(zhì)結構為管道骨架,內(nèi)襯耐磨、防腐以及耐高溫的橡膠作為襯里層,通過橡膠自身物理和化學性能從而降低了管路輸送介質(zhì)對外部結構的作用如沖擊力、腐蝕等,其由于橡膠的緩沖作用,大大延長了管路的使用壽命,降低使用者的成本。襯膠管因其特性廣泛應用于酸、堿、鹽輸送系統(tǒng)。
1.2襯膠管特點
(1)優(yōu)點:結構優(yōu)良,極高的耐沖擊性,耐磨性能好,抗腐性能好,相對不銹鋼性價比高。
(2)缺點:不能焊接,不能扭曲及現(xiàn)場調(diào)整不便,安裝要求高。
臺山一期EPR項目SEC系統(tǒng)(重要廠用水系統(tǒng))、SRU系統(tǒng)(專設重要冷卻水系統(tǒng))和TEK系統(tǒng)(核島廢液監(jiān)控和排出系統(tǒng))管道金屬內(nèi)表面直接和其介質(zhì)(如海水)接觸,由于介質(zhì)具有腐蝕性,因此這些管道需要增加保護以防止被腐蝕。
臺山一期兩臺機組共有200條襯膠管線,他們具有以下特點:
(1)分布廣—分布于泵房,安全廠房以及廊道。
(2)管徑大—DN≥400的共116條,其中包含DN900管線48條。
(3)距離長等特點。特別是連通泵房和安全廠房的廊道中襯膠管線管徑大而且距離特別長。
這3個系統(tǒng)功能簡介如下:
重要廠用水系統(tǒng)(SEC)的功能是連接通向最終熱阱的Bonna管(Bonna管是帶鋼筒的混凝土管)向SEC/RRI 熱交換器供應冷卻水(海水)來冷卻核島設備冷卻水系統(tǒng)。
專設重要冷卻水系統(tǒng)(SRU)的功能是連接通向最終熱阱的Bonna管向SRU/ EVU 熱交換器供應冷卻水(海水)通過安全殼余熱排出系統(tǒng)(EVU)排出安全殼內(nèi)熱量導出。
核島廢液監(jiān)控和排出系統(tǒng)(TEK)的功能是收集、短期貯存、處理和凈化控制區(qū)內(nèi)由下泄、疏水、吹掃或系統(tǒng)泄漏產(chǎn)生的放射性廢液;控制區(qū)產(chǎn)生的所有廢液在排放前均由TEK收集。
表1 襯膠標準管段尺寸對照表
3.1管道設計方案
由于SEC系統(tǒng),SRU和TEK系統(tǒng)運送的介質(zhì)具有腐蝕性,為獲得適當和可靠的保護,對DN ≥ 50 m管道內(nèi)表面進行襯膠工藝處理;DN<50的管道則使用采用抗腐蝕的奧氏體不銹鋼材料。某些情況下(如下所述閉合段),DN≥50的管道同樣可以使用不銹鋼管道。
由于襯膠管道現(xiàn)場安裝時不能焊接且不設置調(diào)整段,EPR核電站將這3個系統(tǒng)每一回路中某一小段管道材料設計為不銹鋼以便現(xiàn)場安裝時進行相應的調(diào)整。如SEC系統(tǒng)將連接至SEC/RRI 熱交換器前的一段管道材料采用不銹鋼;同樣,SRU系統(tǒng)將連接至SRU/EVU 熱交換器前的一段管道材料采用不銹鋼。這樣現(xiàn)場安裝時可利用不銹鋼管彌補襯膠管預制和安裝過程中的誤差,使得管道能順利完成連接。項目將最終完成回路閉合的兩管不銹鋼管段稱為閉合段,閉合段在安裝時要求同軸度不大于0.5mm以防止使用過程中閉合處漏水。
3.2管道布置要求
襯膠工藝處理的管道,一旦完成襯膠,便不再允許焊接;因此管道間連接形式必須是法蘭連接。襯膠管的設計者必須遵守下面這些規(guī)則:
(1)所有截面均須裝配法蘭接頭。
(2)管件(彎頭、三通管、異徑管…)須是易于從各側面接近的短部件。
(3)復雜管道結構必須用法蘭接頭分成標準部件,以便于加襯里。
為了滿足襯膠工藝要求,需定義標準管段的最大允許尺寸,系統(tǒng)設計者在管道布置過程中需嚴格采用定義的標準管段完成管道布置,且不能超過每種標準管段允許的最大尺寸。不同襯膠管制造商襯膠標準管段形式及尺寸不同,管段布置前需從制造方獲得此信息。圖1和表1是臺山EPR核電站襯膠管標準管段的定義及尺寸要求。
3.3法蘭連接形式
襯膠管道及組件(如罐,換熱器,閥門,膨脹節(jié))等之間或與非襯膠管道的連接都是法蘭連接。在法蘭類型上,主要采用平面法蘭和凸面法蘭。由于膨脹節(jié)兩邊都是平面法蘭,故管道上與膨脹節(jié)相連的法蘭選用平面法蘭,其余法蘭均采用凸面法蘭以便于安裝墊圈。下面列舉了幾種連接方式下法蘭連接的典型設計:
(1)兩片襯膠法蘭的連接,中間墊圈使用橡膠鋼墊圈(Rubber lining gasket),如圖2所示。
(2)襯膠法蘭與不銹鋼法蘭的連接,中間使用橡膠鋼墊圈(Rubber lining gasket),如圖3所示。
(3)襯膠法蘭與膨脹節(jié)的連接,中間無須墊圈,依靠膨脹節(jié)彈性密封,如圖4所示。
(4)襯膠法蘭與Bonna管法蘭的連接,中間用橡膠鋼墊圈(Rubber lining gasket),如圖5所示。
(5)襯膠法蘭與設備法蘭(如泵、過濾器)的連接;中間使用橡膠鋼墊圈(Rubber lining gasket),如圖6所示。
3.4襯膠管支管的連接形式
襯膠管道上支管的設計方式有以下3種:
(1)三通接出支管。
(2)管座接出支管;襯膠主管上允許使用的管座最小尺寸見表2。
表2 襯膠管管座尺寸對照表
(3)不銹鋼盲板法蘭上接出DN10-50不銹鋼支管,如圖7所示。
3.5施工圖設計要求
襯膠管道都是在工廠預制完成運輸至現(xiàn)場直接安裝,無需(也禁止)現(xiàn)場焊接,施工圖設計要求相對其他管道更加嚴格,主要體現(xiàn)為以下兩點:
(1)施工圖上所有焊縫均為工廠焊,包括支架用擋塊;圖紙中不能預留現(xiàn)場調(diào)整段。
(2)施工圖尺寸標注必須精確,確保和模型一致。
4.1各專業(yè)進度匹配優(yōu)化
在臺山核電廠一期工程的設計過程中,由于儀表專業(yè)設計啟動較晚,進度滯后,導致管道在施工圖設計后期需按照儀表的要求修改;根據(jù)儀表需要的修改主要是管道上儀表用管座的型號、安裝位置角度不滿足儀表的要求,部分管道布置也需要調(diào)整。此外,在國產(chǎn)化過程中,存在設備和閥門不斷更新、固化滯后,導致管道布置及施工圖不斷更新的問題,不利于項目總體進度及成本節(jié)約。
建議由項目辦綜合衡量,協(xié)調(diào)好各專業(yè)進度安排,建立各專業(yè)間的接口,以便專業(yè)間相互協(xié)調(diào)溝通。設備及閥門設計采購的進度應盡量提前,各專業(yè)設計加強溝通,專業(yè)間應互相協(xié)同合作,如管道專業(yè)可根據(jù)需求要求相關專業(yè)盡快固化并提供設備和閥門設計。
4.2設計質(zhì)量優(yōu)化
在襯膠管設計過程中由于設計人員經(jīng)驗不足或考慮不周,出現(xiàn)的設計問題有:
(1)襯膠管穿墻套管尺寸按照管道外徑設計,導致管道法蘭無法穿過墻體。
(2) 管道布置后無法完成襯膠工藝。
(3)設備上的法蘭與管道上膨脹節(jié)法蘭不匹配。
建議加強對設計人員的培訓,讓設計人員在熟知襯膠管的布置要求、設計方法、原則和注意事項等的條件下完成管道布置;并加強校核工作, 嚴把質(zhì)量關,以盡量避免出現(xiàn)設計錯誤。
由于EPR 核電廠襯膠數(shù)量多、管徑大、布置跨度大、設計要求高等特點,在實際工程設計中,需要組建專業(yè)設計團隊,在熟練掌握襯膠管道設計思路和方法的前提下,掌握設計原則、理順設計思路、制定合理的設計進度計劃,從而得出優(yōu)良的設計方案。通過該工程襯膠管設計經(jīng)驗介紹,希望能促進國內(nèi)相關管道設計標準、規(guī)范的完善,從而推動核電廠全面自主化設計的進程。
[1] HAF 102-2004,核動力廠設計安全規(guī)定[S].
[2] GB/T 13284.1-2008.核電廠安全系統(tǒng)第1 部分:設計標準[S].
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