CN206440431U - 一种核电站在役检查水压试验临时装置 - Google Patents
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Abstract
本实用新型涉及一种核电站在役检查水压试验临时装置，它包括与压水堆核电机组核承压设备带法兰管道或容器密封连接的实心法兰、开设于所述实心法兰内且由其侧面延伸至其周面的注水孔以及密封设置于所述实心法兰周面上且与所述注水孔相连通的管嘴，所述实心法兰边缘处开设有围成一圈的多个固定孔。通过采用特定的结构设计能够连接压水堆核电机组核承压设备中带法兰的管道、容器和注水管，更改了原有的水压试验方案注水口位置，使其变更到管道或容器法兰的外侧面上，无需割断原有的小管线，保持了原有系统的结构完整性；取消了射线探伤工作需求。
Description
技术领域
本实用新型属于核电站检测领域，涉及一种试验临时装置，具体涉及一种核电站在役检查水压试验临时装置。
背景技术
依据法国AFCEN在役检查规范RSE-M2010规范、国家核安全局HAD103/07在役检查导则，国内已运行的压水堆核电机组（如M310型，CPR1000型）核承压设备在定期再鉴定期间要强制执行水压试验检查要求，以验证核承压设备结构的完整性。
核承压设备水压试验要求设备隔离后按照高于设备最大设计压力的试验压力，对设备进行注水打压，试验压力一般为1.2倍的最大设计压力（1.2Ps）。当压力达到最高点后，维持一段时间（约30分钟），由无损检验人员目视检查设备是否发生泄漏、变形，从而判断设备是否处于安全状态，是否仍可继续运行。由于核电站在初始的设计过程中，并没有考虑水压试验的边界隔离需求，故未预留相应的水压试验接口以备在役检查人员进行注水打压，因此在役大修期间，通常需要在原有的系统上设计、更改并安装一个临时装置，以进行水压试验，这是所有电厂都必须面临的技术问题。
目前，国内的压水堆核电机组水压试验方案是将原法兰拆卸掉，装上一个相同的盲板，堵住管道或容器一侧，然后选取与管道相连的小管线或者与设备相连的小管线（DN25或DN15小管线），将其割断，在割断处重新焊上注水管线进行打压试验。此试验方案核心在于必须选择一根原系统的DN25或15的小管线，将其割断焊上水压试验临时装置，进行注水打压，水压试验恢复后，重新焊上小管线，并按照RCC-M设计制造规范，执行射线探伤，以检验焊接质量，保证原有系统的结构完整性，因此整个试验方案涉及多次的焊接与探伤工作，显然存在不可避免的缺陷和人员误照射风险。
发明内容
本实用新型目的是为了克服现有技术的不足而提供一种核电站在役检查水压试验临时装置。
为达到上述目的，本实用新型采用的技术方案是：一种核电站在役检查水压试验临时装置，它包括与压水堆核电机组核承压设备带法兰管道或容器密封连接的实心法兰、开设于所述实心法兰内且由其侧面延伸至其周面的注水孔以及密封设置于所述实心法兰周面上且与所述注水孔相连通的管嘴，所述实心法兰边缘处开设有围成一圈的多个固定孔。
优化地，所述管嘴通过螺栓对接接头与注水管相连接。
进一步地，所述螺栓对接接头由与所述管嘴相配合的第一外螺栓部、与所述注水管相配合的第二外螺栓部以及设置于所述第一外螺栓部和所述第二外螺栓部之间的连接片组成。
由于上述技术方案运用，本实用新型与现有技术相比具有下列优点：本实用新型核电站在役检查水压试验临时装置，通过采用特定的结构设计能够连接压水堆核电机组核承压设备中带法兰的管道和注水管，更改了原有的水压试验方案注水口位置，使其变更到管道或容器法兰的外侧面上，无需割断原有的小管线，保持了原有系统的结构完整性；取消了射线探伤工作需求。
附图说明
图1为本实用新型核电站在役检查水压试验临时装置的剖视图；
图2为本实用新型核电站在役检查水压试验临时装置的测视图；
图3为本实用新型核电站在役检查水压试验临时装置焊接前的示意图；
图4为本实用新型核电站在役检查水压试验临时装置焊接后的示意图；
图5为本实用新型核电站在役检查水压试验临时装置打孔后的示意图；
其中，1、实心法兰；11、固定孔；2、注水；3、管嘴；31、槽孔；4、螺栓对接接头；41、第一外螺栓部；42、连接片；43、第二外螺栓部；5、注水管。
具体实施方式
下面结合附图所示的实施例对本实用新型作进一步描述。
如图1和图2所示的核电站在役检查水压试验临时装置，它主要包括实心法兰1、注水孔2和管嘴3。
实心法兰1与压水堆核电机组核承压设备中带法兰的管道或容器密封连接，主要是通过开设于实心法兰1边缘处且围成一圈的多个固定孔11和螺栓进行连接，材质为Z2CND1812低合金不锈钢；可以采用不同规格的实心法兰1（DN100、DN200、DN300、DN400等），这样可作为标准配件使用，适合整个电厂的水压试验方案的标准化。注水孔2开设于实心法兰1内且由其侧面（与核承压设备管道上法兰相向的一面）延伸至其周面；在本实施例中，注水孔2分为两段，一段由实心法兰的侧面延伸至其中部，它与实心法兰1的侧面相垂直；另一段则由实心法兰的中部延伸至其周面，它与实心法兰1的侧面相平行；注水孔2的直径为20mm。管嘴3密封设置于实心法兰1周面上，它与注水孔2相连通（材质也为Z2CND1812低合金不锈钢），用于向注水孔2引入水。
在本实施例中，管嘴3通过螺栓对接接头4与注水管5相连接，该螺栓对接接头4由与管嘴3相配合的第一外螺栓部41、与注水管5相配合的第二外螺栓部43以及设置于第一外螺栓部41和第二外螺栓部43之间的连接片42组成。与管嘴3连接的第一外螺栓部41规格为M21，与注水管5连接的第二外螺栓部43规格为M23，螺栓材料为40Cr，强度可达到为390MPa，螺纹采用喷丸处理，提高螺纹的抗疲劳强度。
在本实施例中，管嘴3与实心法兰1相密封通过以下步骤实现：（a1）如图3所示，将开设有槽孔31的管嘴3放置在实心法兰1的侧面上，使槽孔31与注水孔2相对应；管嘴3的下端具有斜面（即管嘴3的下端部呈圆台形），使得管嘴3和与实心法兰1之间形成容置空间32；（a2）如图4所示，对实心法兰1和管嘴3进行堆焊焊接，使得焊料（INCOLE 52）填满容置空间32；（a3）如图5所示，经槽孔31向注水孔2方向钻孔，使得槽孔31与注水孔2相连通。
上述核电站在役检查水压试验临时装置的使用方法，它包括以下步骤：
（a）将待测试压水堆核电机组核承压设备进行隔离，使其离线（指核承压设备的各个阀门、仪表等部件处于关闭状态，不影响核电站其它设备或系统的正常运行）；
（b）再次确认所述核承压设备处于隔离状态（防止其在测试过程中对其它设备产生干扰），选取核承压设备带法兰的管道作为向其内部注水的注水口（现有技术是选择一根原系统的DN25或15的小管线，将其割断焊上水压试验临时装置）；
（c）通过固定孔11将实心法兰1与核承压设备的法兰密封连接，使得核电站在役检查水压试验临时装置安装在所述核承压设备的管道上，
（d）依次经管嘴3和注水孔2将水注入所述核承压设备中进行注水打压；
（e）目视检查所述核承压设备是否发生泄漏、变形，判断其是否处于安全状态；
（f）将注水排出；当所述核承压设备处于安全状态时，将其恢复上线即可。
本发明核电站在役检查水压试验临时装置及其使用方法的优点如下：（1）与传统的水压试验方案相比，只需在重新安装的实心法兰1内加工注水孔2进行打压，无需割断原有管道或容器的小管线，无需进行割断后的焊接、射线（RT）探伤，既不会破坏原有系统的结构完整性，又可减少由于焊接、射线探伤需要的大量辅助性工作，可缩短核电站大修工期1~2天；按照一台100MW的压水堆核电机组，缩短工期1~2天，可发电2.4~4.8×106（kw·h），约产生经济效益100~200万元；无需焊接专业人员和射线无损检验人员，针对单台容器水压试验，可节省专业人力资源约8人·h，因此相比传统的水压试验方案，新方案显著提高经济效益，提高机组使用因子，具备非常好的应用前景；（2）无需割管后的射线探伤，减少了与射线探伤相关的辅助性工作，提高了水压试验效率，也减少试验人员放射性剂量的吸收，按照单次射线探伤放射性剂量计算，可直接减少总体试验人员少吸收60mSV的剂量，满足了辐射防护最优化原则；采用高强度带螺纹的对接接头与注水管线连接，替代原有的焊接连接，从根本上解除了原水压试验方案的焊接与探伤工作；螺纹连接可靠性高、密封性强、拆装方便，易于现场实施，与传统的水压试验方案相比，大大提高了试验人员效率，缩短了水压试验工期。
上述实施例只为说明本实用新型的技术构思及特点，其目的在于让熟悉此项技术的人士能够了解本实用新型的内容并据以实施，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之内。
Claims (3)
1.一种核电站在役检查水压试验临时装置，其特征在于：它包括与压水堆核电机组核承压设备带法兰管道密封连接的实心法兰（1）、开设于所述实心法兰（1）内且由其侧面延伸至其周面的注水孔（2）以及密封设置于所述实心法兰（1）周面上且与所述注水孔（2）相连通的管嘴（3），所述实心法兰（1）边缘处开设有围成一圈的多个固定孔（11）。
2.根据权利要求1所述的核电站在役检查水压试验临时装置，其特征在于：所述管嘴（3）通过螺栓对接接头（4）与注水管（5）相连接。
3.根据权利要求2所述的核电站在役检查水压试验临时装置，其特征在于：所述螺栓对接接头（4）由与所述管嘴（3）相配合的第一外螺栓部（41）、与所述注水管（5）相配合的第二外螺栓部（43）以及设置于所述第一外螺栓部（41）和所述第二外螺栓部（43）之间的连接片（42）组成。
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