卫 东，张灵宇，陈一伟，张 跃，王 岩，李海涛，李雅珍
“华龙一号”主蒸汽隔离阀阀体尺寸超差处理方案的研究
卫东，张灵宇，陈一伟，张跃，王岩，李海涛*，李雅珍
（生态环境部核与辐射安全中心，北京 100082）
针对某核电站主蒸汽隔离阀阀体尺寸不满足技术规格书要求的不符合项，提出“阀体与管道内表面无错边组对焊接，外表面平滑过渡焊接”的处理方案。首先，分析对阀门整体结构和功能的影响、开展阀体端部超差区域力学分析；
其次，主蒸汽管线上饱和蒸汽管道即超级管道与阀门相连，对于阀门端部与超级管道的焊接，依据阀门内外径不同进行超级管道和阀门端部坡口的加工，外表面过渡焊接的焊缝斜率≤1:4，制定特殊的焊接工艺，确定整套无损检验方案，包括焊前对阀门端部和超级管道的坡口、焊接过程中、最终完成后进行的无损检验；
另外，在正式产品进行焊接的同时，同步进行焊接见证件的制作，并对见证件焊缝开展理化检验，以验证此焊缝的各方面性能满足技术规范和标准的要求。
主蒸汽隔离阀；
不符合项；
过渡焊接；
无损检验；
焊接见证件
核电站核岛主蒸汽隔离阀（MSIV）属于主蒸汽供应系统中的重要设备，RCC-M规范等级为2级，抗震分类为SSE 1，民用核安全等级为SC-2级[1]，每列主蒸汽管线上配置1台MSIV，焊接在安全壳贯穿件和其下游固定点之间的直管道上。功率运行期间，MSIV维持开启，保证向汽轮机和其他蒸汽用户提供蒸汽，事故工况下，该气液联动闸阀执行相应的安全功能，应能在接收到主蒸汽隔离命令后5秒内快速关闭以限制蒸汽排放，保证核电厂的安全性[2]。
在发生二次侧排热增加事故时，如一条主蒸汽管线断裂（MSLB），自动保护信号会触发MSIV快速关闭，隔离主蒸汽管道，限制一回路系统过冷，从而参与反应性控制；
在蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故工况下，通过关闭受影响蒸汽发生器的MSIV，可包容放射性物质。
MSIV主要部件包括：阀体、阀盖、体盖连接螺栓、阀瓣、阀杆及外部驱动结构，其进出口与超级管道焊接相连（见图1）。
某核电机站2台机组共6台主蒸汽隔离阀由工程总承包单位自某境外单位采购，在阀门制造过程中发现该批阀体铸件的进、出口端部内、外径尺寸均不满足技术规格书要求，具体为：技术规格书要求阀体端部尺寸内径749 mm，外径869 mm，壁厚60 mm；
而实测6台阀体铸件，其内径672.34～679.25 mm，外径841.88～855.09 mm，壁厚尺寸81.60～90.55 mm，内外径尺寸皆小于技术规格书中要求尺寸。阀体铸件端部实测尺寸如表1所示。
图1 MSIV阀体结构示意图
表1 主蒸汽隔离阀阀体端部实测尺寸
续表
由于阀体铸件已开展导轨堆焊及阀座焊接等工作，限于阀门制造进度要求，尺寸超差的阀体铸件无法退回，因此要基于当前阀体铸件实际尺寸，在满足RCC-M[3]B3544.8关于焊接端部阀体形状的要求最小壁厚的前提下，形成一套可行的处理方案。
此阀体铸件内/外径均偏小，但其壁厚足够（大于技术规格书要求的60 mm），因此，可采用加工阀体连接端内径至与超级管道内径一致（即749 mm），使阀门与管道内表面无错边组对焊接，外表面采用过渡焊接实现平滑过渡，避免应力集中，焊缝斜率应≤1:4。如图2所示。
图2 过渡焊接口示意图
2.1 对阀门整体结构、功能的影响
除阀门进、出口连接端尺寸不满足规格书要求外，阀门内部流道、阀体颈部内径、阀体最大内径、阀体颈部壁厚等尺寸均与原设计一致。
因加工连接端内径与超级管道内径一致，造成连接端壁厚＜60 mm的长度最大为56.55 mm，如图3所示。
图3 连接端机加工方案图
针对超差处理方案对管系的影响，分别对三个回路进行管道功能性校核分析，应力指数考虑RCC-M标准中最保守情况后应力比均小于1.0。
2.2 阀体端部超差区域力学分析
减薄量最大的阀体端部壁厚为 46 mm，MSIV阀体材料为20Mn5M，与MSIV相连的管道材料为P280GH，接管焊接材料为E7081，依据RCC-M B3500，应用有限元分析软件对MSIV焊接端超差区域开展如表2和表3所示各工况分析及应力评定。
表2 各工况载荷组合和应力准则
表3 MSIV应力分析评定准则
其中，第4类工况细分为三种情况：
Case 1：地震导致的NI/CI边界管道发生双端剪切断裂，采用设计压力8.9 MPa，最高温度303 ℃，与SSE和HEPB载荷组合，阀门保持可操作性；
Case 2：满功率时所有MSIV误关闭且每条环路上一个主蒸汽安全阀失效，采用1.2倍设计压力，最高温度336.7 ℃，与SSE载荷组合，阀门保持可操作性；
Case 3：所有MSIV误关闭ATWS，采用1.3倍设计压力，最高温度 350 ℃，与SSE载荷组合，阀门保持完整性。
选取合适的应力线性化路径对超差区域不同工况包络后场景进行应力分析，与表3中应力分析评定准则对比，得出超差区域在第1、3、4类及试验工况下，最大一次薄膜应力及最大一次薄膜+弯曲应力均小于限值，以最恶劣工况第4类工况Case1为例（超差区域总应力云图见图5），最大一次薄膜应力与限值比为0.81，最大一次薄膜+弯曲应力与限值比为0.89，满足RCC-M规范要求。
图4 阀体有限元模型
图5 超差区域第4类工况Case1总应力云图
第2类工况下的力学分析包括一次+二次应力强度幅值计算、疲劳分析、热棘轮分析，进行温度场分析时，结构单元转化为对应的温度场分析单元SOLID90/87。经各路径应力线性化，超差区域的一次+二次应力强度幅值均小于限值，最大应力比0.60，最大累积疲劳使用系数 0.016 3，最大热应力幅值与热应力变化许用值的比值最大为0.07，均满足RCC-M规范要求。
2.3 现场焊接工艺的制定和实施
阀门端部内径加工至749 mm后，尺寸与超级管道内径一致，内表面可实现无错边组对；
但由于外径不同，错边量最小 7 mm，最大14 mm，且要求满足焊缝斜率≤1:4，因此，焊接坡口加工尺寸应比较精确。按最大错边量14 mm来设计坡口形式和角度，如果满足焊缝斜率≤1:4，则其他错边量数值均可以满足要求。焊缝斜率按1:4来计算，由于错边量为 14 mm，则焊缝水平方向的长度为 4× 14 mm=56 mm；
由焊接坡口形式（坡口角度20°，倒角半径6 mm，组对间隙1 mm）可以计算出管道和阀门外径处水平方向的距离为51 mm，小于56 mm。因此，实际焊接时应在阀门段坡口处向阀门侧多焊接至少5 mm宽度，即可满足焊缝斜率为1:4，而斜率1:4即保证了角度为14°（tan14°= 0.25=1:4）。具体的焊接坡口加工示意图如图6、图7所示。
图6 焊接坡口形式-错边量最小
图7 焊接坡口形式-错边量最大
按RCC-M B3544.8要求，阀体距离焊接端部1.33m（m为阀体最小壁厚53.2 mm）处壁厚应满足0.77m=41 mm，实际壁厚为46～53 mm；
焊接方案采用焊缝斜率≤1:4的结构形式，满足RCC-M C3661.1过渡区最大坡度不应超过1/3的要求。
此焊缝在焊接前应首先完成相应的焊接工艺评定，评定合格后方可进行此项目的焊接。现场操作中，管道外径较大，焊缝在本侧不做延伸，阀门侧外径较小，可以从坡口处向阀门侧延伸5 mm以上，并做相关标记，即焊接至与阀门外径平齐后，再向阀门侧焊接2～3道，满足大于5 mm的要求，并与管道处焊缝实现平滑过渡。另外，在焊接过程中，应严格按照焊接工艺作业指导书的要求，控制焊接电流、电压、预热温度（≥125 ℃）、层间温度（≤250 ℃）、后热温度（≥125 ℃）及时间、消除应力热处理温度（595～625 ℃）及时间和升温降温速率（≤86 ℃/h）等参数。
2.4 无损检验工艺的制定和实施
此对接焊口需要在三个阶段进行无损检验，一是坡口加工后，阀门本体端部及超级管道坡口可达部位要进行目视检验和渗透检验，以确定施焊区及邻近区域表面不存在超标缺陷；
二是焊接过程中，在完成打底焊并冷却到室温后应进行目视检验、渗透检验，在焊接到厚度为20 mm时，进行目视检验、渗透检验和射线检验；
三是完成最终焊接并进行消除应力热处理后，进行100%的目视检验、渗透检验、超声波检验和射线检验。
射线检验时要考虑焊缝两侧材料厚度不同，在焊缝两侧不同厚度处分别放置一个像质计以确保符合透照灵敏度要求，并采用中心曝光和双胶片透照工艺，以获得较好的透照效果。
超声检验时，由于阀门本体为铸造材料且几何尺寸受限，主要从超级管道侧进行扫查，采用45°、60°和70°斜探头管道侧轴向直射波扫查，45°和60°斜探头管道侧轴向一次反射波扫查，斜探头一次反射波的轴向扫查如图8所示，并采用小角度纵波探头和双晶纵波直探头进行纵波扫查。
图8 斜探头一次反射波管道侧轴向扫查
2.5 焊接见证件制作
阀门与超级管道焊接时，要在同样的环境条件下同时进行焊接见证件的制作。焊接见证件所用母材材质、规格、焊材、坡口加工形式等应与实际产品保持一致，并应满足焊接参数及焊后热处理的相关要求。在相应的无损检验完成后，依照理化性能试验取样示意图进行取样，分别制取纵向拉伸试验、横向拉伸试验、侧弯试验、焊缝金属冲击试验、热影响区冲击试验、母材金属冲击试验、金相检验、硬度检验和化学分析试验的试样等，具体的取样位置及数量如表4所示，要求试验结果合格。
表4 理化试验取样表
对于主蒸汽隔离阀阀体端部内外径尺寸超差，采用“加工阀体内径至与超级管道内径一致，使阀门与管道内表面无错边组对焊接，阀体与超级管道的外表面采用平滑过渡焊接”的处理方案，针对此方案，从对阀门整体结构和功能的影响、阀体端部NCR区域力学分析、现场焊接工艺和无损检验的可实施性等角度进行了分析。分析结果表明，目前采取的处理方案合理可行，制造和现场安装过程中应加强质量管理。阀门与超级管道的坡口检验、焊接以及无损检验要严格按照技术规格书及相关标准规程的要求进行，对于无损检验人员和焊接人员应按照中华人民共和国国务院令第500号《民用核安全设备监督管理条例》《民用核安全设备焊接人员资格管理规定》和《民用核安全设备无损检验人员资格管理规定》[4-6]的要求，取得相应的资格证书后方可进行。
［1］ 李玉红，张楠．“华龙一号”主蒸汽隔离阀定期试验功能研究与设计［J］．自动化仪表，2018，39（9）：63-67.
［2］ 梁云，李遵柱．“华龙一号”主蒸汽隔离阀结构特点及原理分析［J］．研究与探讨，2020（1）：46-50.
［3］ 法国核岛设备设计、建造及在役检查规则协会.RCC-M压水堆核岛机械设备设计和建造规则［S］．中科华核电技术研究院有限公司译．上海：上海科学技术文献出版社，2010.
［4］ 中华人民共和国国务院．民用核安全设备监督管理条例（中华人民共和国国务院令第500号）［Z］．北京：中华人民共和国国务院，2007.
［5］ 中华人民共和国生态环境部．民用核安全设备焊接人员资格管理规定（生态环境部令第5号）［Z］．北京：生态环境部，2019.
［6］ 中华人民共和国生态环境部．民用核安全设备无损检验人员资格管理规定（生态环境部令第6号）［Z］．北京：生态环境部，2019.
Study on the Corrective Action to Dimension Deviation in the Body Castings of HPR1000 MSIV
WEI Dong，ZHANG Lingyu，CHEN Yiwei，ZHANG Yue，WANG Yan，LI Haitao*，LI Yazhen
（Nuclear and Radiation Safety Center，MEE，Beijing 100082，China）
To deal with the non-conformance of dimension deviation that the inside/outside radius of the inlet and outlet not meeting the specification in the body castings of main steam isolation valve in some nuclear power plant, the corrective action of “transition welding between outside surfaces of MSIV and pipe” is proposed. As to this corrective action, analyses including the overall MSIV structure and function and stress analysis of the deviation area in the butt-weld ends are conducted. Then, to the special welding between the butt of the MSIV and the pipe, the bevel of valve is the same as the pipe side within the current thickness, while the slope of external surface after transition welding is less than 1:4. In addition, a complete set of NDT scheme is determined, including NDT for the groove of the valve butt and pipe before, during and after the transition welding. In the meantime, the production weld test coupon is made simultaneously, and the physical and chemical inspection should be carried out so as to verify whether the performance of the weld meets the requirements of technical specifications.
Main steam isolation valve (MSIV)；
Non-conformance；
Transition welding；
NDT；
Weld test coupon
TL148
A
0258-0918（2022）06-1325-06
2021-08-31
卫 东（1986—），女，山西运城人，高级工程师，硕士，现主要从事核安全设备技术审评机关研究
李海涛，E-mail：seawave008@163.com
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