CN102279079B - 核电设备用密封垫片的性能检验方法 - Google Patents
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Abstract
本发明涉及核电设备用密封垫片的性能检验方法，包括循环改变密封容器内的压力大小对密封垫片进行检验的强度水压试验法，以及循环改变密封容器内的温度和压力对密封垫片进行检验的大温差热循环试验法。本发明通过采用专用的检验装置，根据不同核电设备的实际运行情况，通过改变压力和
/
或温度交变的方式来模拟不同核电设备的实际工况条件，对密封垫片的密封可靠性进行测试检验，不但可以获得对密封垫片的制作和改进具有重要指导意义的参数，还能够获得密封垫片的最终安装参数，并为目前探索核电设备泄漏的原因（如核电稳压器人孔密封垫片处的泄露问题）等提供有效的帮助。本发明填补了我国在核电设备用密封垫片检测、考验技术上的空白。
Description
技术领域
本发明涉及核电设备用密封垫片的性能检验方法，其主要是通过控制温度和压力的变换方式来模拟核电设备在实际运行中的工况条件，对核电设备用密封垫片进行密封性能的检验。
背景技术
核电设备用密封垫片（如人孔密封垫片）主要应用于核电站设备中，是核安全等级、制造等级和质量等级最高的密封垫片，它在核电站运行系统温度与压力交变的苛刻条件下必须保障系统的零泄漏，为核电站的安全运行保驾护航。正因如此，核电设备用密封垫片的密封性和使用寿命等性能对于核电站的安全运行是至关重要的。目前核电设备用密封垫片都是利用垫片的密封面与连接件（通常为连接法兰）的端面以一定的密封比压压紧来达到密封效果，在温度和压力频繁变化的过程中，垫片的密封性难以预测和保证，国内对于上述核电设备用密封垫片的密封性和使用寿命等性能还没有有效的检验装置或方法来予以检验，这将制约我国核电设备用密封垫片的自主制造，致使核电设备用密封垫片的国产化迟迟不能实现。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是克服现有技术的不足，提供一种核电设备用密封垫片的性能检验方法，其通过改变压力的大小和变换方式来模拟核电设备在实际运行中的工况条件，对核电设备用密封垫片进行性能检验；
本发明同时还要提供另一种核电设备用密封垫片的性能检验方法，其通过同时控制温度和压力的交变方式来模拟核电设备在实际运行中的工况条件，对核电设备用密封垫片进行性能检验。
为解决以上技术问题，本发明采取如下技术方案：
一种核电设备用密封垫片的性能检验方法，谓之强度水压试验法，采取专用的检验装置来进行检验，该检验装置包括高压釜、用于对高压釜进行加热的加热装置、设置在高压釜内的冷却装置、排气装置以及控制系统，其中：
高压釜包括在顶端和底部均具有开口的筒体、分别能够拆卸地设置在筒体顶端开口和底部开口位置的上法兰盘和下法兰盘，上法兰盘和下法兰盘二者中的一者上设有用于连接外部管线或控制元件的多个接口；
控制系统包括与所述接口相连用于控制筒体内压力的压力控制模块、通过控制加热装置和冷却装置对筒体进行升温和/或降温的温度控制模块、数据采集模块和控制器；数据采集模块用于采集压力控制模块和温度控制模块所得的压力和温度信号并将其传送至控制器；控制器根据来自数据采集模块的信号对压力控制模块和温度控制模块进行控制；
所述检测方法包括如下步骤：
（1）、取待检测的密封垫片二片，分别置于上法兰盘与筒体的上端面之间、下法兰盘与筒体的下端面之间，并按照核电设备用密封垫片的密封比压要求进行加载紧固；
（2）、向高压釜的筒体内注满水，控制系统控制继续往高压釜内注水增压，直至高压釜内水压达到设定值时，停止注水，并在该压力设定值处保压一设定时间，然后排水卸压，所述设定值和设定时间根据模拟该密封垫片所用于的核电设备的实际要求来设定；通常地，试验设定的温度和压力条件要比核电设备的实际要求更为苛刻；
（3）、观察密封垫片处的密封情况，如有泄漏现象，则表明该密封垫片达不到核电设备使用要求；如无泄漏现象，继续按试验设定次数重复步骤（2）对密封垫片进行检验，根据密封垫片能够承受检验而不泄漏的次数判断出密封垫片的密封可靠性。
优选地，所述上法兰盘或下法兰盘、密封垫片以及筒体之间通过螺纹紧固件相连接。
优选地，所述检验装置还包括能够测量筒体内的液位的液位计。
一种核电设备用密封垫片的性能检验方法，谓之大温差热循环试验法，采取专用的检验装置来进行检验，所述检验装置包括高压釜、用于对高压釜进行加热的加热装置、设置在高压釜内的冷却装置、排气装置、设置在所述高压釜内以水为介质的喷淋装置以及控制系统，其中：
高压釜包括在顶端和底部均具有开口的筒体、分别能够拆卸地设置在筒体顶端开口和底部开口位置的上法兰盘和下法兰盘，上法兰盘和下法兰盘二者中的一者上设有用于连接外部管线或控制元件的多个接口；
控制系统包括与所述接口相连用于控制筒体内压力的压力控制模块、通过控制加热装置和冷却装置对筒体进行升温和/或降温的温度控制模块、数据采集模块和控制器；数据采集模块用于采集压力控制模块和温度控制模块所得的压力和温度信号并将其传送至控制器；控制器根据来自数据采集模块的信号对压力控制模块和温度控制模块进行控制；
另外，该检验装置还包括注入在筒体内的水，加热装置包括加热管，其位于所述水中并对水进行加热；
所述检验方法包括如下步骤：
（1）、取待检测的密封垫片二片，分别置于上法兰盘与筒体的上端面之间、下法兰盘与筒体的下端面之间，并按照核电设备用密封垫片的密封比压要求进行加载紧固；
（2）、向高压釜的筒体内注满水，通过加热装置对筒体内的水进行加热，并控制高压釜内的温度按照设定的升温速率上升，同时通过从筒体中排水来控制高压釜内的水压按照设定值稳定变化，直至高压釜内的温度上升到设定值；
（3）、从筒体中排水降压，使高压釜内形成一个体积占高压釜内腔体积1/100~99/100的汽腔，此时高压釜内的水处于汽液混合状态；
（4）、继续对步骤（3）的处于汽液混合状态的水进行加热，直至高压釜内的温度上升至设定值，同时通过压力控制模块控制筒体内的水压达到相应的压力设定值；
（5）、经过步骤（4）后，利用冷却装置对高压釜内的水进行冷却，至水温降到设定值时，通过喷淋装置向高压釜内喷水，同时控制系统（8）控制高压釜内的压力稳定，直至将步骤（3）中形成的汽腔消除；
（6）、对高压釜内的水继续进行冷却，同时控制高压釜内的压力稳定下降至设定范围，水温冷却至0.1℃~99.9℃；
（7）、观察密封垫片处的密封情况，如有泄漏现象，则表明该密封垫片达不到核电设备使用要求；如无泄漏现象，继续按试验设定次数重复步骤（2）至（6）对密封垫片进行检验，根据密封垫片能够承受检验而不泄漏的次数判断出密封垫片的密封可靠性。
作为本发明方法的进一步改进方案，在步骤（7）后还可以包括步骤（8）：
按设定次数重复步骤（2）至步骤（7）后，若密封垫片处无泄漏现象，则控制系统控制往高压釜内继续注水增压，直至高压釜内水压达到设定值时，停止注水，并在该压力设定值处保压一设定时间，然后排水卸压，观察密封垫片处的密封情况，如有泄漏现象，则表明该密封垫片达不到核电设备使用要求；如无泄漏现象，继续按设定次数重复步骤（2）至（7）对密封垫片进行检验，根据密封垫片能够承受检验而不泄漏的次数判断出密封垫片的密封可靠性。
优选地，所述检验装置还包括能够测量筒体内的液位的液位计。
优选地，筒体外还设有用于通冷却介质的冷却夹套，以辅助冷却装置起冷却作用，使筒体各部冷却均匀。
由于以上技术方案的实施，本发明与现有技术相比具有如下优点：
本发明核电设备用密封垫片的性能检验方法，采用专用的检验装置，根据不同核电设备的实际运行情况，通过改变压力和/或温度交变的方式来模拟不同核电设备的实际工况条件，对密封垫片的密封可靠性进行测试检验，不但可以获得对密封垫片的制作和改进具有重要指导意义的参数，还能够获得密封垫片的最终安装参数，并为目前探索核电设备泄漏的原因（如核电稳压器人孔密封垫片处的泄漏问题）等提供有效的帮助。本发明填补了我国在核电设备用密封垫片检测技术上的空白。
附图说明
下面结合附图和具体的实施方式对本发明做进一步详细的说明：
图1为本发明所采用的专用检验装置的主视示意图；
图2为本发明所采用的专用检验装置中的高压釜的主视结构示意图；
图3为本发明所采用的专用检验装置中的控制系统的控制原理示意图；
其中：1、筒体；2、上法兰盘；3、下法兰盘；4、接口；5、加热装置；6、冷却装置；7、排气装置；8、控制系统；9、螺纹紧固件；10、喷淋装置；11、冷却夹套；12、密封垫片；13、高压水泵；14、导热油泵；15、液位计。
具体实施方式
下面结合具体的实施例对本发明做进一步详细的说明，但不限于这些实施例。
实施例1
参照图1和图2，按照本实施例的核电设备用密封垫片的专用检验装置，包括：
高压釜，所述高压釜包括在顶端和底部均具有开口的筒体1、分别能够拆卸地设置在筒体1顶端开口和底部开口位置的上法兰盘2和下法兰盘3，下法兰盘3上设有用于连接外部管线和控制元件的多个接口4；检验时，取待测的密封垫片12两片，其中一片垫置于上法兰盘2与筒体1的上端面之间，另一片垫置于下法兰盘3与筒体1的下端面之间；上法兰盘2或下法兰盘3、密封垫片12与筒体1之间通过螺纹紧固件9相连接且该密封垫片12按照预定的密封比压被压紧，所用的螺纹紧固件9为高强螺栓；
加热装置5，所述加热装置5为加热管，其设置在筒体1内，当筒体1内注入检验介质时，加热装置5可对检验介质进行加热，本实施例中所用的检验介质为去离子水；
冷却装置6，所述冷却装置6包括沿筒体1的内壁盘旋向上、内可通冷却介质的冷却盘管，同时为了保证降温的快速和均匀，在筒体1外还设置了用于通冷却介质的冷却夹套11，以辅助冷却；本实施例中所用冷却介质为导热油；
排气装置7，其设置在高压釜内，用于在向筒体1内注入检验介质时开启以排尽高压釜内的气体；
喷淋装置10，其设置在高压釜内，以水为介质，能够喷淋出雾状的水；
控制系统8，其包括与所述接口4相连用于控制筒体1内压力的压力控制模块、用于控制筒体1内温度的温度控制模块、数据采集模块和控制器；所述压力控制模块包括高压水泵13、注水管道、排水管道、流量计、电控阀以及压力传感器等，其通过往筒体1内注水加压和排水卸压来模拟核电设备运行时的压力变化情况；所述温度控制模块包括温度传感器、导热油进出管道、导热油泵14、电控阀等，其通过控制加热装置5和冷却装置6对筒体1进行升温和/或降温来模拟核电设备运行时的温度变化情况；所述数据采集模块用于采集压力控制模块和温度控制模块所得的压力和温度信号并将其传送至控制器；所述控制器能够根据来自数据采集模块的信号对压力控制模块和温度控制模块进行控制，且控制器能够将这些信号转换成可读信号便于工作人员记录分析；所述控制系统8的控制原理参见图3。
另外，按照本实施例，该检验装置还包括一端与高压釜相连、另一端与控制系统8相连且能够测量筒体1内液位的液位计15，因此控制系统8可以及时获得高压釜内的液位信息，这对于试验方案的顺利进行也具有一定的参考价值。
本实施例的检验装置在制作前对装置材料和整体结构进行了应力分析评价，并对结构建模进行了有限元分析，以对真实核电设备的几何结构和载荷工况进行模拟，保证材料和结构的合理性，使能够准确验证密封垫片的密封性能。
实施例2
本实施例提供一种利用实施例1的检验装置对核电设备用密封垫片进行检验的检验方法，即强度水压试验法。
所述强度水压试验法的试验条件为：
试验温度：常温
试验介质：去离子水
试验水压范围：0.1MPa ~50MPa
包括以下步骤：
（1）取密封垫片两片，分别置于上法兰盘2与筒体1的上端面之间、下法兰盘3与筒体1的下端面之间，并按照核电设备用密封垫片的密封比压要求进行加载紧固；
（2）通过高压水泵13向高压釜的筒体1内注水，同时排气装置7打开；筒体1内注满水后，关闭排气装置7；并继续通过高压水泵13往筒体1内注水增压，同时筒体1内的水压可通过压力传感器传至数据采集模块并最终由控制器转换为可读信号，当筒体1内的水压达到压力设定值时，停止注水，并在该压力设定值处保压一定时间后，打开管道排水，控制排水速度，卸荷降压。
（3）观察密封垫片处的密封情况，如有泄漏现象，则表明该密封垫片达不到核电设备使用要求；如无泄漏现象，继续按试验设定次数重复步骤（2）对密封垫片进行检验，根据密封垫片能够承受检验而不泄漏的次数判断出密封垫片的密封可靠性。
按照本实施例，根据密封垫片的不同使用要求，步骤（2）的压力设定值在0.1MPa~50MPa之间，保压时间在5~60分钟之间，且本实施例中的试验循环次数次也可根据密封垫片的要求来设定，若试验用密封垫片能够承受设定的检验次数而不泄漏，则认为该密封垫片的密封性能良好，能够达到核电设备的使用要求。
实施例3
本实施例提供另一种利用实施例1的检验装置对核电设备用密封垫片进行检验的检验方法，即大温差热循环试验法。
所述大温差热循环试验法的试验条件为：
试验温度：≤364℃
试验介质：去离子水
试验水压范围：≤17.2MPa
升降温速率：≥90℃/h
包括以下步骤：
（1）取密封垫片两片，分别置于上法兰盘2与筒体1的上端面之间、下法兰盘3与筒体1的下端面之间，并按照核电设备用密封垫片的密封比压要求进行加载紧固；
（2）通过高压水泵13向高压釜的筒体1内注水，同时排气装置7打开，直至筒体1内注满水；注满水后，通过加热装置5对筒体1内的水进行加热，使筒体1内的温度按照设定的升温速率上升，同时由于水受热膨胀，筒体1内的压力也在逐渐增大；此时，通过压力控制模块适时从筒体1中排水来控制高压釜内的水压按照一定的增压速率稳定变化，直至高压釜内的温度上升到设定值（通常在100℃~364℃之间）；
（3）、从筒体1中排水使高压釜内压力降至0.1~5MPa的压力设定值，此时筒体1内亦产生一定蒸汽空间，即形成了一个汽腔，该汽腔体积根据不同试验条件可以占高压釜内腔体积的1/100~99/100，至此筒体1内的水由全液相转化为汽液混合相；
（4）继续对筒体1内处于汽液混合相的水进行加热，直至温度升至设定值（通常地，该温度设定值在100℃~364℃之间），同时筒体1内的压力也达到压力设定值（通常该压力设定值在0.1MPa ~17.2MPa之间，基本对应该设定温度下的饱和蒸汽压），到此完成升温过程；
（5）步骤（4）升温停止后，温度控制模块控制冷却装置6对筒体1内的水进行冷却，当压力和温度降至设定值时（压力基本对应该温度下的饱和蒸汽压），控制系统8按照程序设定开启喷淋装置10，此时筒体1内的压力波动较大，温度也很高，喷淋装置10喷出水珠以消除上述所形成的汽腔，直至筒体1内的水由汽液混合相再次转化为全液相；（消汽过程中必须通过控制系统8控制压力稳定，经常出现的情况是压力降得太快，此时可停止喷淋，通过对水进行加热升温使压力有所回升，以保证整个降压过程中压力的稳定下降；当然，这一过程必须通过控制系统8精确控制，适时通过喷淋降压和加热升压两种手段共同作用来使压力稳定变化）
（6）冷却装置6继续冷却，同时也可往冷却夹套11内通冷却介质以发挥辅助冷却的作用，使装置匀速冷却到0.1℃~99.9℃；另外，冷却过程中也必须保证压力稳定下降至设定范围（通常为1~5MPa），若压力下降太快，可以采用注水增压的方式控制压力缓慢下降；
（7）、观察密封垫片处的密封情况，如有泄漏现象，则表明该密封垫片达不到核电设备使用要求；如无泄漏现象，继续按试验设定次数重复步骤（2）至（6）对密封垫片进行检验，根据密封垫片能够承受检验而不泄漏的次数判断出密封垫片的密封可靠性；
以上是本实施例提供的大温差热循环试验方案，步骤（2）至步骤（7）的试验循环次数需根据密封垫片的使用要求来设定，若试验用密封垫片能够承受设定的检验次数而不泄漏，则还可以对该密封垫片进行步骤（8）的下述试验：
（8）、重复步骤（2）至步骤（7）至试验设定次数后，若密封垫片处无泄漏现象，则控制系统8控制往高压釜内继续注水增压，直至高压釜内水压达到压力设定值（该压力设定值通常在0.1~30Mpa之间），停止注水，并在该压力设定值处保压10~30分钟，然后排水卸压，观察密封垫片处的密封情况，如有泄漏现象，则表明该密封垫片达不到核电设备使用要求；如无泄漏现象，继续重复步骤（2）至（7）至试验设定次数，对密封垫片进行检验，根据密封垫片能够承受检验而不泄漏的次数判断出密封垫片的密封可靠性。
通常地，强度水压试验法或大温差热循环试验法中所设定的压力或温度条件均比核电设备的实际运行条件更为苛刻，以保证密封垫片在实际应用中的密封可靠性。
以上对本发明做了详尽的描述，其目的在于让熟悉此领域技术的人士能够了解本发明的内容并加以实施，并不能以此限制本发明的保护范围，凡根据本发明的精神实质所作的等效变化或修饰，都应涵盖在本发明的保护范围内。
Claims (7)
1.一种核电设备用密封垫片的性能检验方法，其特征在于：所述检验方法采取专用的检验装置来进行检验，所述检验装置包括高压釜、用于对所述高压釜进行加热的加热装置（5）、设置在所述高压釜内的冷却装置（6）、排气装置（7）以及控制系统（8），其中：
所述高压釜包括在顶端和底部均具有开口的筒体（1）、分别能够拆卸地设置在所述筒体（1）顶端开口和底部开口位置的上法兰盘（2）和下法兰盘（3），所述上法兰盘（2）和下法兰盘（3）二者中的一者上设有用于连接外部管线或控制元件的多个接口（4）；
所述控制系统（8）包括与所述接口（4）相连用于控制所述筒体（1）内压力的压力控制模块、通过控制所述加热装置（5）和所述冷却装置（6）对所述筒体（1）进行升温和/或降温的温度控制模块、数据采集模块和控制器；所述数据采集模块用于采集所述压力控制模块和所述温度控制模块所得的压力和温度信号并将其传送至所述控制器；所述控制器根据来自数据采集模块的信号对所述压力控制模块和所述温度控制模块进行控制；
所述检验方法包括如下步骤：
（1）、取待检测的密封垫片二片，分别置于上法兰盘（2）与筒体（1）的上端面之间、下法兰盘（3）与筒体（1）的下端面之间，并按照核电设备用密封垫片的密封比压要求进行加载紧固；
（2）、向高压釜的筒体（1）内注满水，控制系统（8）控制继续往高压釜内注水增压，直至高压釜内水压达到设定值时，停止注水，并在该压力设定值处保压一设定时间，排水卸压，所述设定值和设定时间根据模拟该密封垫片所用于的核电设备的实际要求来设定；
（3）、观察密封垫片处的密封情况，如有泄漏现象，则表明该密封垫片达不到核电设备使用要求；如无泄漏现象，继续按试验设定次数重复步骤（2）对密封垫片进行检验，根据密封垫片能够承受检验而不泄漏的次数判断出密封垫片的密封可靠性。
2.根据权利要求1所述的核电设备用密封垫片的性能检验方法，其特征在于：所述上法兰盘（2）或下法兰盘（3）、所述密封垫片以及所述筒体（1）之间通过螺纹紧固件（9）相连接。
3.根据权利要求1所述的核电设备用密封垫片的性能检验方法，其特征在于：所述检验装置还包括能够测量所述筒体（1）内的液位的液位计（15）。
4.一种核电设备用密封垫片的性能检验方法，其特征在于：所述检验方法采取专用的检验装置来进行检验，所述检验装置包括高压釜、用于对所述高压釜进行加热的加热装置（5）、设置在所述高压釜内的冷却装置（6）、排气装置（7）、设置在所述高压釜内以水为介质的喷淋装置（10）以及控制系统（8），其中：
所述高压釜包括在顶端和底部均具有开口的筒体（1）、分别能够拆卸地设置在所述筒体（1）顶端开口和底部开口位置的上法兰盘（2）和下法兰盘（3），所述上法兰盘（2）和下法兰盘（3）二者中的一者上设有用于连接外部管线或控制元件的多个接口（4）；
所述控制系统（8）包括与所述接口（4）相连用于控制所述筒体（1）内压力的压力控制模块、通过控制所述加热装置（5）和所述冷却装置（6）对所述筒体（1）进行升温和/或降温的温度控制模块、数据采集模块和控制器；所述数据采集模块用于采集所述压力控制模块和所述温度控制模块所得的压力和温度信号并将其传送至所述控制器；所述控制器根据来自数据采集模块的信号对所述压力控制模块和所述温度控制模块进行控制；
所述检验装置还包括注入在所述筒体（1）内的水，所述加热装置（5）包括加热管，其位于所述水中并对水进行加热；
所述检验方法包括如下步骤：
（1）、取待检测的密封垫片二片，分别置于上法兰盘（2）与筒体（1）的上端面之间、下法兰盘（3）与筒体（1）的下端面之间，并按照核电设备用密封垫片的密封比压要求进行加载紧固；
（2）、向高压釜的筒体（1）内注满水，通过加热装置（5）对所述筒体（1）内的水进行加热，并控制高压釜内的温度按照设定的升温速率上升，同时通过从筒体（1）中排水来控制高压釜内的水压按照设定值稳定变化，直至高压釜内的温度上升到设定值；
（3）、从筒体（1）中排水降压，使高压釜内形成一个体积占高压釜内腔体积1/100~99/100的汽腔，此时高压釜内的水处于汽液混合状态；
（4）、继续对步骤（3）的处于汽液混合状态的水进行加热，直至高压釜内的温度上升至设定值，同时通过压力控制模块控制筒体（1）内的水压达到相应的压力设定值；
（5）、经过步骤（4）后，利用冷却装置（6）对高压釜内的水进行冷却，至水温降到设定值时，通过喷淋装置（10）向高压釜内喷水，同时控制系统（8）控制高压釜内的压力稳定，直至将步骤（3）中形成的汽腔消除；
（6）、对高压釜内的水继续进行冷却，同时控制高压釜内的压力稳定下降至设定范围，水温冷却至0.1℃~99.9℃；
（7）、观察密封垫片处的密封情况，如有泄漏现象，则表明该密封垫片达不到核电设备使用要求；如无泄漏现象，继续按试验设定次数重复步骤（2）至（6）对密封垫片进行检验，根据密封垫片能够承受检验而不泄漏的次数判断出密封垫片的密封可靠性。
5.根据权利要求4所述的核电设备用密封垫片的性能检验方法，其特征在于：所述检验方法在步骤（7）后还包括步骤（8）：
按设定次数重复步骤（2）至步骤（7）后，若密封垫片处无泄漏现象，则控制系统（8）控制往高压釜内继续注水增压，直至高压釜内水压达到设定值时，停止注水，并在该压力设定值处保压一设定时间，然后排水卸压，观察密封垫片处的密封情况，如有泄漏现象，则表明该密封垫片达不到核电设备使用要求；如无泄漏现象，继续按设定次数重复步骤（2）至（7）对密封垫片进行检验，根据密封垫片能够承受检验而不泄漏的次数判断出密封垫片的密封可靠性。
6.根据权利要求4所述的核电设备用密封垫片的性能检验方法，其特征在于：所述检验装置还包括能够测量所述筒体（1）内的液位的液位计（15）。
7.根据权利要求4所述的核电设备用密封垫片的性能检验方法，其特征在于：所述筒体（1）外设有用于通冷却介质的冷却夹套（11）。
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