CN202024861U - 一种核电设备用密封垫片的性能检验装置 - Google Patents

Abstract

本实用新型涉及一种核电设备用密封垫片的性能检验装置，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。该检验装置能够通过控制系统控制高压釜内的压力和温度交变形式，模拟核电设备的实际运行条件，对密封垫片的密封可靠性进行测试检验，不但对密封垫片的制作和改进具有重要指导意义，还能够获得密封垫片的最终安装参数，并为目前核电设备泄漏（如核电稳压器人孔密封的泄露问题）的原因探索等提供有益的帮助。本实用新型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

一种核电设备用密封垫片的性能检验装置

技术领域

本实用新型涉及一种核电设备用密封垫片的性能检验装置，其主要是针对密封垫片在大温差温度交变和压力交变的苛刻条件下的密封可靠性等进行检验。

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，垫片的密封可靠性难以预测和保证，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

本实用新型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装置，其能够通过模拟核电站设备的实际运行方式，对核电设备用密封垫片在大温差温度交变和压力交变的苛刻条件下的密封可靠性进行检验。

为解决以上技术问题，本实用新型采取如下技术方案：

一种核电设备用密封垫片的性能检验装置，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：

所述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和控制元件的多个管线接口；

所述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。

检验时，待检验的密封垫片即垫置于法兰盘与筒体的端面之间且被压紧，控制系统可通过压力控制模块和温度控制模块控制筒体内的压力和温度变化，以模拟核电设备的实际运行条件，操作人员可通过检测密封垫片处是否泄漏来判断密封垫片的密封可靠性。

根据本实用新型，上法兰盘和下法兰盘通过螺纹紧固件与筒体相连接，所述螺纹紧固件优选为高强螺栓。

进一步地，所述检验装置还包括注入在筒体内的检验介质水，所述加热装置包括加热管，其位于筒体内的水中并对水进行加热。

进一步地，所述检验装置还包括能够测量筒体内的液位的液位计。

进一步地，所述检验装置还包括设置在筒体内的喷淋装置，该喷淋装置以水为介质。

进一步地，筒体外还设有用于通冷却介质的冷却夹套，它作为所述冷却装置的辅助冷却手段而用。

由于以上技术方案的实施，本实用新型与现有技术相比具有如下优点：

本实用新型核电设备用密封垫片的性能检验装置，能够通过控制系统控制高压釜内的压力和温度交变形式，模拟核电设备的实际运行条件，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改进和安装具有重要指导意义的参数，还能够为目前核电设备泄漏的原因探索等提供有益的帮助。本实用新型填补了我国在核电设备用密封垫片检测检验技术上的空白。

附图说明

下面结合附图和具体的实施方式对本实用新型做进一步详细的说明：

图1为本实用新型核电设备用密封垫片的性能检验装置的主视示意图；

图2为本实用新型所用高压釜的主视结构示意图；

图3为本实用新型检验装置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实用新型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性能检验装置，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12两块，其中一块垫置于上法兰盘2与筒体1的上端面之间，另一块垫置于下法兰盘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，本实施例中所用的螺纹紧固件9为高强螺栓；

加热装置5，所述加热装置5为加热管，其设置在所述筒体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，能够喷淋出细小的水珠；

控制系统8，其包括与接口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。试验时，通过观察密封垫片在不同的工况条件下是否泄漏来判断密封垫片的有效性和可靠性。

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）取密封垫片和相应的法兰盘，按照密封垫片安装预紧比压要求进行加载紧固，然后通过高压水泵13向高压釜的筒体1内注水，同时排气装置7打开；

（2）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；

（3）排水卸压，并控制排水速度；

（4）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；如无泄露现象，继续按设定次数重复步骤（1）至（3）对密封垫片进行检验，根据密封垫片能够承受检验而不泄露的次数判断出密封垫片的密封可靠性。本实施例的试验循环次数可根据需要设定多次，若试验用密封垫片能够承受设定的检验次数而不泄露，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。

根据试验情况，实施例1的检验装置能够承受强度水压试验的循环次数约100万次。

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）取密封垫片和相应的法兰盘，按照密封垫片安装预紧比压要求进行加载紧固，然后由高压水泵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；

（2）由温度控制模块控制加热装置5对筒体1内的水进行加热，使筒体1内的温度上升，同时由于水受热膨胀，筒体1内的压力也在逐渐增大；此时，压力控制模块须通过适时排水来控制筒体1内的水压按照一定增压速率稳定变化，直至筒体1内的水温上升到设定值（根据需要该温度设定值可以在100℃~364℃之间）；

（3）同时通过控制筒体1排水使高压釜内的压力降至0.1~5MPa，此时筒体1内由于排水形成一定空间，即形成汽腔，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（根据需要该设定值可在100℃~364℃之间），同时控制筒体1内的压力达到压力设定值（该压力设定值在0.1MPa~17.2 MPa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使之喷水，此时筒体1内的压力波动较大；喷淋装置10的作用是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；如无泄露现象，继续重复步骤（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露的次数判断出密封垫片的密封可靠性。

本实施例可根据密封垫片的要求来设定步骤（2）至步骤（7）的试验循环次数，一般为≥30次，若试验用密封垫片能够承受设定的检验次数而不泄露，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。

根据试验情况，实施例1的检验装置能够承受大温差热循环试验的循环次数约60万次。

另需要说明的是，在进行大温差热循环试验时，可以根据需要在循环过程中穿插进行强度水压试验，或者在进行强度水压试验的循环过程中，穿插进行大温差热循环试验，这样能够建立起更为苛刻的试验条件，以从多方面考虑和检验密封垫片的密封性能。

以上对本实用新型做了详尽的描述，其目的在于让熟悉此领域技术的人士能够了解本实用新型的内容并加以实施，并不能以此限制本实用新型的保护范围，凡根据本实用新型的精神实质所作的等效变化或修饰，都应涵盖在本实用新型的保护范围内。

Claims (6)

1.一种核电设备用密封垫片的性能检验装置，其特征在于：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和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所述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。

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装置，其特征在于：所述上法兰盘（2）和下法兰盘（3）通过螺纹紧固件（9）与所述筒体（1）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装置，其特征在于：所述检验装置还包括注入在所述筒体（1）内的水，所述加热装置包括加热管，其位于所述水中并对水进行加热。

4.根据权利要求3所述的核电设备用密封垫片的性能检验装置，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）。

5.根据权利要求3所述的核电设备用密封垫片的性能检验装置，其特征在于：所述检验装置还包括设置在所述筒体（1）内的喷淋装置（10），该喷淋装置（10）以水为介质。

6.根据权利要求1所述的核电设备用密封垫片的性能检验装置，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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