核动力装置阀门运行数据分析及可靠性

在核动力装置工作的条件下积累了一定的阀门运行经验，因而可以得出一定的结论和经验，用以今后继续改善阀门的结构设计和运行指标。可以指出的是：尽管在核动力装置上的阀门是在复杂的运行条件下工作，以及在强度、无故障性和寿命方面都有很多要求，但一般地说，它们尚能满意地完成自己的功能，使核动力装置在接近设计要求的正常条件下工作。然而在提高安全阀和调节阀的可靠性方面还必须制定出一系列的改进措施。

对出现的各种故障特征进行分析表明，在核动力条件下，所采用的结构材料能满足基本的工作要求，因而在零件强度方面不必提出更高的要求。但垫片材料、填料、堆焊材料还必须不断进行改善。

现在我们来研究各种装置上出现的阀门故障。这些故障没有造成事故情况，它们基本上在阀门或管路设备的巡视、检查和修理过程中就被发现和加以排除了。下面将要介绍的阀门缺点或故障的实例，仅对用于第一代核动力装置上的阀门结构具有代表性。其中大部分缺陷已被消除，结构也得到了改进。但了解有关阀门可能出现的缺陷特性，不论对设计人员，还是对运行人员都是有益的。

在大功率石墨慢化沸水反应堆装置上，仅在一个堆的主回路上就采用了约100种规格类型的阀门，其总数2500多台。阀门运行了12000h。在此期间约有20%的阀门（500台）经过了计划内的检查，检查的结果证实了在装置上使用的绝大多数阀门都具有正常的工作能力。没有出现金属被腐蚀破坏的情况，因而可以得出结论，证明阀门的主要材料（06Cr18Ni10）和密封面的堆焊材料[ЦН-6、ЦН-12М（前苏联牌号）]的选择是正确的。填料函内使用的柔性石墨编织填料和碳纤维填料证明具有足够高的运行性能。

DN800的主切断闸阀曾发生过故障，有的是因为违反了运行规程（如把切断闸阀当作调节阀使用、没有打开旁通阀泄压就开启闸阀，使楔式闸板撞裂），有的是由于加工工艺和结构设计上的缺陷（偏离了所要求的热处理工艺，在阀杆的某些截面上出现应力集中等）。

在大功率石墨慢化沸水堆装置的回路上首次使用的带旋转空心阀瓣的较大公称尺寸调节阀的运行经验，证明它们有较大的缺点。由于在工作介质中具有多种机械夹杂物，因而阀杆在转动时可能被卡死。曾试图增大阀杆与护套之间的间隙，但结果加大了间隙内的泄漏，导致增大浸蚀性磨损。DN100～DN125的阀门，采用在阀瓣的导向面上堆焊一层耐磨性高的合金，并改变流道部分的形状，以排除微粒在阀体内积存的可能性，这样缺点就被消除了。

在上述的实际情况下，调节大流量的阀门采用双阀座调节阀更为妥当。DN250～DN500的双阀座调节阀的运行经验进一步证明它们具有很高的可靠性。

利用在石墨慢化水冷模式堆核电站（前苏联别洛雅尔斯克的Ⅰ、Ⅱ号反应堆及BK-50汽轮机）上的阀门所积累的运行经验，制造了安装在大功率石墨慢化沸水堆核动力装置上的阀门。在BK-50装置上的约900台阀门从1965年开始投入使用。分析阀门从1965～1972年期间的工作状况，证明阀门基本上能完成其功能。安装在高压回路上的多层波纹管切断阀的工作状况为最好。低压阀门的可靠性相对就小了，因为在焊接结构的单层波纹管的焊缝上，因出现过裂纹和气孔，而发生过故障。在现今采用的单层无缝波纹管阀门的运行经验证明，它们仍具有高的可靠性。

在七年的运行期间，共有110台阀门曾发生过故障。最常见的典型故障有：波纹管不密封（36起故障）、阀瓣不密封（35起故障）、阀体与阀盖连接的密封性受到破坏（21起）、驱动装置工作故障（67起）。填料的密封性不严主要是含分层石墨的干石棉绳作填料的缘故。虽然在一年的运行时间内尚未直观的察觉出蒸汽和水的泄漏，但放射性气体已穿过填料往外泄漏了。目前采用的填料和填料函的结构已能保证所要求达到的密封性。引漏系统也有缺陷，使通过填料的泄漏增大，后来对此缺陷也已进行了改进。对于公称尺寸较大的阀门，增加填料函内填料高度，证明防止外漏是可行的。

密封圈的翘曲主要在闸阀的闸板上造成了泄漏。有的变形竞达到0.05mm，取出后进行了研磨。高压闸阀沿阀体与阀盖的法兰连接处发生泄漏，它是在回路加热和冷却2～3个循环后就出现了，这就使得必须加上Ω形密封焊；Ω形密封焊的焊接应当在起动后经过一定的时间，例如经过3000h后再进行焊接。在核动力装置起动后的最初时间内，未能认真地清洗回路内安装时存留的残渣，成为影响阀门工作能力的主要原因。实际上未被冷却剂的化学作用所确定的固体微粒的残渣和焊瘤对所有阀门的工作都可造成明显的影响：如密封面划伤，很多情况下被卡住等。随着运行时间的增加，这类情况的发生次数会逐渐减少。

最初，绝大多数公称尺寸较大的阀门，在阀体与阀盖连接处，采用橡胶石棉垫片，但由于这种垫片很快就失效，故已采用缠绕式垫片和金属齿形垫片，但这些垫片也未能保证所要求的密封性。只有在精心的研磨法兰，并保证凸峰磨钝不大于0.2mm的情况下，利用金属垫片才能达到满意的效果。最后所有阀体与阀盖的连接处都采用Ω形密封焊。

在用活塞驱动的安全阀上，活塞环曾发生过卡塞现象，结果驱动装置出了故障。以后活塞换上了一般的填料密封，安全阀在长时间内（达7个月）装在回路内而不试验的情况下，也能保证安全阀的动作正常。

在前苏联别洛雅尔斯克核电站的主回路上，使用了39种规格不同类型的7500台阀门。阀门从1963年开始运行，在运行期间经常进行预防性检查。一年两次进行小修，包括更换润滑剂，重新拧紧填料螺母或更换填料，清洗并润滑阀杆、轴承和螺纹连接，重紧法兰连接的螺栓等。一、二回路的阀门还要定期进行大修（拆装、研磨密封面、更换磨损零件、更换紧固件、垫片等）。

在检修期间，发现一、二回路上堆焊司太立硬质合金的个别闸阀密封面有微观裂纹。用作填料的石棉绳换成柔性石墨编织填料加二硫化钼粉末，运行状况良好。由于冷却剂活性小，不会因介质渗过填料污染房间的直接危险，因此，填料泄漏的监测系统已被拆除。

由于阀门检修时切割Ω形密封焊有困难，在电厂一回路上安装的阀门中（全部闸阀总数为555台）只有DN200的18台闸阀添加了Ω形密封焊。在运行期间只有一台闸阀从管路上切割了下来。安装在核电站的阀门具有能检修性。只是止回阀由于结构上不能拆卸，检修有些困难。在高压波纹管阀门上，阀体与阀盖的连接采用螺纹时，在检修与运行时引起不便，法兰连接是更好的方案。

闸阀的填料压套是由司太立硬质合金制成的，其硬度超过阀杆，填料函的轴套同样具有比阀杆更高的硬度，所有这些都导致阀杆的磨损，因此，阀杆必须用强度更高的材料制造，然后进行磨削和抛光。填料压套的设计应考虑具有台肩，不致使填料压套压入填料函内，同时便于把其从填料函内取出。

在阀门轴承和驱动装置内，当温度达到120～170℃时，润滑油会从轴承中流出，结果会造成滑动和滚动轴承的快速磨损，在这些地方应采用耐温的润滑油或润滑脂，使之在上述温度范围内仍是稳定的。

在前苏联新沃罗涅升压水反应堆核电站的工艺管路上安装了8000多台阀门，其中约有6000台是波纹管截止阀。各个回路上的阀门工作时间一般为20000～60000h，平均每年要检修的阀门占阀门总数的6%～9%。检修的主要内容是研磨阀座、阀瓣（闸板）的密封面，来消除泄漏。平均研磨周期对于运行在蒸馏水中的阀门每隔4～5a进行一次，对于其余的阀门每隔2a进行一次。破坏阀瓣密封性能的主要原因是在密封面上沉积氧化皮和固体颗粒、焊馏和沙粒等。

安装在1号机组上的阀门有20%一次也未曾检修过，20%的阀门更换了新的。在运行期内发现阀门沿法兰密封面的接合处泄漏是个别的情况。采用柔性石墨编织填料的闸阀，填料函内的填料每隔1～2a更换一次。阀门的动作频率为每年50～80个循环，而在排污回路上的阀门每年约400个循环。

如前所述，驱动装置发生的故障数一般来说高于阀门其他部件。在核动力装置上的阀门所装备的老式结构的电动装置，在运行过程中发现了下列不足之处：

1）在该核电站的一号和二号机组上，在阀门的电动机与减速器相连接的联轴器上的凸轮出现过折断和磨损（在总数4000个中，每年不到10个故障）。

2）驱动装置从电动向手动操纵的切换不灵敏（达驱动装置的80%）。

3）开关盒的引线填充未能保证电线的密封。

行程开关的凸轮支架没有保证可靠的定位，导致整定失调。

4）离合器开关与行程开关分开布置，使得必须要用两根电线引线。

5）为了在起动期间闭锁离合器开关，必须设置辅助时间继电器。

6）采用单向限制转矩离合器，在阀杆开启时咬死，不能保证切断驱动装置。

7）为了记录限制转矩M_np离合器的信号，须采用托板继电器。

8）对于每一种驱动类型，电气控制线路都不相同。(www.xing528.com)

9）在开关盒内，蜗杆副受到磨损。

在1974年一年之内，在4000台驱动装置中，在控制电路方面的总故障数（调整凸轮、微动开关故障、开关盒内的蜗杆副磨损等）就有500个，即一年内每8台驱动装置就有1台故障。目前生产的驱动装置，上述不足之处基本上得到克服。

其他核电站阀门最经常遇到的故障大概也具有同样的特点。例如，在有关的报告上给出的从1967～1972年期间，有关美国核电站阀门工作的数据，可作出如下结论：

1）在所用装置上都发现了阀门的故障。

2）阀门故障的原因各种各样，都是由设计、制造、安装和运行中的缺点造成的。

3）绝大多数阀门本身的故障是由启闭件、填料函以及其他密封装置的密封受到破坏所引起的。

4）驱动元件、电源和信号的故障比阀门本身的故障次数高出一倍。

对所遇到的故障特性和它们出现的原因进行分析的结果，有助于对核动力装置系统的阀门的可靠性数据进行系统分析，结论如下：在表12-11中给出前苏联核动力装置阀门的故障。在压水反应堆系统阀门运行经验的基础上，在给定的运行条件下，可以认为下列可靠性指标是有依据的。对于排污系统：

1）使用期：3～4a；

2）平均寿命：28000h（约1600个循环）；

3）平均故障间隔：28000h（约1600个循环）。

在现在的条件下，截止阀的使用期受到阀门启闭件平均故障间隔的限制。对于其他阀门：

1）使用期：10a；

2）平均寿命：50000h（约1500个循环）；

3）平均故障间隔：15000h（约300个循环）。

目前大功率石墨慢化沸水堆核动力装置上阀门的运行经验不足，据此还不能合理地确定其可靠性指标的标准值。

表12-11 核动力装置阀门的故障

（续）

在美国各种沸水反应堆核电站，由于安全阀和停汽阀故障而造成的事故情况的特点和原因，列于表12-12中。冷却剂的泄漏是通过安全阀或排放阀在过渡过程时发生的，它们或因提早动作，或虽及时动作但都未能关闭好。从已有的有限数量的运行统计资料说明，每座反应堆运行2a就发生一起因安全阀或排放阀故障引起的冷却剂泄漏事故。在表12-13中列出了美国核动力装置阀门故障，这是根据三篇有关美国核动力装置阀门自1967～1972年期间内的工作状况概述而编制的。

表12-12 事故情况的特点和原因

表12-13 美国核动力装置阀门故障详述

（续）

① 在括号内所给出的数据，是在进行符合指定状态的计划内试验所观察到的故障数。