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核级阀门设计准则

更新时间:2015-03-09      浏览次数:1272

一个性能优良、使用可靠、价格合理的产品,必须在设计阶段综合考虑技术可行性、安全可靠性、经济合理性,做出优化的设计。设计准则的确立,是优良设计的基础和依据。

目前,核电阀门在上主要采用ASME第三卷和RCC-M两大标准设计制造。其中RCC-M是在ASME标准的基础上,结合法国的设计经验,特别是法国的材料标准,其中涉及阀门方面的主要章节为 B3500、C3500、D3500,分别对应核 1、2、3 级阀门。

我国核电阀门起步于20世纪50年代,主要采用RCC-M标准,并在此基础上于20世纪90年代制定了核工业行业标准EJ/T,其中涉及阀门的设计、应 力分析、抗震分析、材料、试验、驱动装置诸方面, 可以说是一个比较完整的核电阀门标准体系。由于它 是参照RCC-M标准制定的,在主要方面是一致的, 因此这里将二者综合起来叙述有关核电站阀门的设计准则。2010年发布实施了 NB/T压水堆核电厂阀门系列标准,替代了部分EJ/T标准。

(1)核电阀门功能的保证——核阀设计制造规范级

①核级要求核电阀门首先按其安全功能确定相应的核安全等级,对阀门进行恰当的安全分级,能保证阀门的质量与阀门在安全中所起的作用相适应。 在定出阀门核安全等级的基础上,规定它的设计制造要求,即设计制造规范等级(以下简称规范级)、抗 震要求以及质量保证要求。

阀门分为3个规范级和1个NCh级,3个规范级由高到低分别为规范1级、规范2级和规范3级。

核1级:属于反应堆、反应堆冷却剂系统压力边界内的阀门都为核1级阀门,对于压水堆核电站其核级阀门的设计参数均为设计压力17.2MPa;设计温度 350℃。

核2级:主要在事故工况下执行安全功能。基本 上属于专设安全设施用核级阀门(包括安全壳隔 离阀)。

核3级:用于反应堆运行支持系统并与反应堆运行关系密切的阀门。

NCh级:非设计制造规范级核电阀门。

规范级的划分见表26-27。


对于压力级小于或等于2. OMPa的非核安全级 (NC)的阀门,根据其要求的可靠性分类,详见表 26-28。


①F级:其故障立即引起反应堆停堆或电厂在很短时间内停运的所有阀门。

②G级:其故障在短时间内引起反应堆停堆或大部分设备停运,或直接引起小部分设备停运的阀门。

③H级:其故障不影响电厂可利用率的阀门。

②抗震要求核电站的设计zui重要的原则是安全*,在任何情况下都应保证人类的安全,这就需 要核电站的设计要在厂址可能发生地震的情况下,保证反应堆的安全,防止放射性介质外漏。在此要求下,将核级阀门都归入抗震1类要求。

抗震分类的目的是对阀门的设计与评定提出抗震 要求,实际上是为了规定这些阀门在地震载荷下的功能要求。核安全级阀门均为抗震1类,抗震1类阀门根据不同的功能,分为抗震II类阀门和抗震1A类阀 门。II类阀门在极限安全地震动(SL2)作用下,仅 要求保证其压力边界的完整性,不提出对变形的限制 要求;1A类适用于能动阀门装置,除要求保证其压 力边界的完整性外,还要求地震时和地震后有满意的可运行性。NC表示无抗震要求。

质量保证要求是以核安全等级为依据,并考虑到 一些其他因素,如产品的复杂性、成熟程度等而对不同的系统和产品进行分级的。质量保证要求分为Q1、 Q2和Q3三个等级,QNC级阀门不提出质量保证大 纲的要求。

③抗辐照要求反应堆在运行中由于裂变反应产生大量放射性物质,这就要求在系统运行和维修时要尽可能降低放射性对环境的影响及对人体的伤害, 故在核级阀门设计时必须采取有效的措施。

a. 阀门材料选配要采用耐辐照、老化材料;

b. 阀门与介质接触表面其粗糙度精度要求需不低于6. 3m,以减少放射性介质的附着,降低维修时对人员的伤害;

c. 为防止放射性对环境的污染,阀门在寿期内要求外泄漏为零,内漏在标准允许的范围内。

④寿命要求在核级阀门设计时要求其阀体、 阀盖等主要承压件其寿命与核电厂寿期相同,对于易损件,要求其更换周期应满足电厂换料周期。目前核电厂的换料周期大多为12个月。对于核1级阀门, 还必须按相关标准的规定进行疲劳分析,以满足不同 工况下阀门的使用要求。 

(2)强度和刚度准则

在设计上首先应考虑阀门的主要部件能承受持久的或瞬时的压力和温度交变下的各种载荷的作用力, 而不应出现明显的弹塑性变形。除常规的强度计算 夕卜,还应采用有限元应力分析和抗震计算分析等方法 来确保阀门产品的可靠性。

核级阀门通常都工作在恶劣的环境工况中,zui主要是放射性物质,一旦发生泄漏将会危及人类的生命财产安全,对于强度和刚度的设计尤其重要。

首先公称尺寸不小于DN25的规范级阀门均应进行应力分析,其目的在于阀门在承受各种载荷工况下具有必要的安全裕度,保证压力边界的完整性。应 力分析不包括为避免其他失效类型如辐照、侵蚀和腐 蚀等作用下的损坏,也不包括阀门在所有环境下的可运行性。阀门应力分析应考虑阀门在运行时所处的不 同工况和载荷,并且要考虑各类载荷的共同作用,各级使用载荷应按阀门技术规格书的规定,分析要符合 NB/T 20010. 1 或 RCC-M B3500/C3500/D3500 的规定。

其次核安全级阀门均应进行抗震分析。核电厂中动力操作的能动阀门装置都必须进行抗地震鉴定试验,以保证阀门在地震时和(或)地震后有满意的可运行性。

核电站用阀门在进行强度设计时必须满足设计压力和设计温度的要求,主要包括如下内容:

①根据设计温度和压力,按照核阀设计制造规 范级确定的设计规范级查找不同规范级规定的温度压 力基准,如RCC-MB3500 (规范1级)、C3500 (规 范2级)、NB/T20010.1等,从而确定阀门的公称压力级。

②按RCC-M或NB/T规定的zui小壁厚表确定阀 门的zui小壁厚。zui小壁厚应考虑一定的腐蚀裕量。

③按标准规定的形状规则确定阀门的各部分形 状,如圆角、转折、尖点等。

④按核级阀门标准进行应力分析计算,包括一 次薄膜应力、二次薄膜应力、一次薄膜应力+弯曲应力,热分析、循环载荷、疲劳分析、自振频率分析、 抗震分析等分析计算。

⑤运用有限元分析软件进行模拟分析计算。






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