堆芯中子注量率测量系统密封段

一、产品介绍
        密封段应能满足在240℃以下时能正常密封。在240℃以上时，应能保证密封件在遭到损坏时（如变形、发粘等），短时间内应仍能密封。
二、设计标准
        1.IAEA 50-C/SG-Q 核电厂和其他核设施安全的质量保证
        2.HAD102/03 用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级
        3.IEC 60568 动力反应堆内中子注量率测量用堆芯仪表
        4.IEC 61000-4-2 电磁兼容性 第4-2部分：试验和测量技术-静电放电抗扰度试验
        5.IEC 61000-4-3 电磁兼容性 第4-3部分：试验和测量技术-辐射、射频和电磁场抗扰度试验
        6.ASME BPVC-Ⅲ-1-NB 一级设备
        7.GB/T 8993 核仪器环境条件与试验方法
三、功能与结构介绍
        1.总体结构
        密封段（见图1）在手动阀下游，与手动阀焊接。它的下游是连接管组件、止回阀和电动阀。指套管从密封段中间穿过，其拖出端限位块由密封段下游的密封螺母压紧固定。密封段通过密封件与指套管外表面配合对导向管内的一回路冷却剂进行密封，是一回路的压力边界。
        密封段可分为三个部分：密封部件，上游反压接口，泄漏探测器。
        密封部件分为上游和下游两级密封，由连接套筒、密封套筒、密封件、密封螺母和其他一些零部件组成。当上游密封出现泄漏时，泄漏探测器发出信号，在控制柜上报警，同时，下游密封仍能继续保持密封作用，防止一回路冷却剂泄出。

2.密封段密封结构（见图2）
        1)下游段体与金属杆采用多重密封圈和O形圈密封结构，O型圈可以有效的防止泄漏。
        2)O形圈与下游段体接触面之间采用垫片来减小摩擦。
        3.反压接嘴结构
        反压接嘴的功能如下：
        1)更换密封片时作为压缩空气吹入口；
        2)更换指套管时发出位置信号；
        3)压入高压去离子水，把该处附近沉淀物反冲入压力容器内，使密封性能保持良好。
四、设计计算
        密封段所有零件均按ASME标准对其强度和壁厚进行校核。
五、材料选择
        密封段材料选择符合ASME BPVC-Ⅲ-1-NB和规范书的要求。

六、密封段试验
        1.双锥型密封圈的系统静态试验；
        试验方法：
        1)下游螺母拧松，连续增加上游螺母拧紧力，在试验压力为23.6MPa时，使得施加的拧紧力矩达到50 N·m后，检测其密封性。完成试验后，松开密封，抽拔指套管，再插入指套管，加压前拧紧上游螺母至50 N·m。以上操作步骤循环20次。
        2)上游螺母拧松，连续增加下游螺母拧紧力，在试验压力为23.6MPa时，使得施加的拧紧力矩达到50 N·m后，检测其密封性。完成试验后，松开密封，抽拔指套管，再插入指套管，加压前拧紧下游螺母至50 N·m。以上操作步骤循环20次。
        试验结果：符合规范书要求
        2.双锥型密封圈的系统动态试验（见图3）
        试验方法：
        在试验压力为0.25MPa下，上、下游螺母拧松；安装一个连接头用于回收和测量可能的泄漏水。当指套管静止时观察是否有泄漏，抽动指套管观察是否泄漏，重复五次同样的操作。
        用10±5N·m力矩拧紧上游螺母，用小于150N的抽拔力抽动指套管，累积单向的抽拔行程为100m,观察是否有泄漏。解除拧紧力矩，观察静态和抽拔时是否有泄漏。
        试验结果：符合规范书要求
        3.杯型密封圈试验
        试验方法：
        在试验压力0.25MPa工况下，上、下游螺母拧松；安装一个连接头用于回收和测量可能的泄漏水。当指套管静止时观察是否有泄漏。用60±5N·m力矩拧紧上、下游螺母，观察是否有泄漏。
        试验结果：符合规范书要求
        4.加速热老化试验(见图4)
        试验方法：
        本试验根据(阿伦尼乌斯）Arrhenius定律以及材料活化能为0.75ev，以3台C-3/C-4的密封段样机进行加速热老化试验。若密封段能够在温度240℃，压力为15.2MPa承受100h加速老化试验，即可以此为依据确定在温度为100℃下该密封段能够使用5年。
        试验结果：符合规范书要求
七、结语
        巴基斯坦项目堆芯中子注量率测量系统密封段的研发，根据技术规格书及相关资料，确定了本次样机的结构形式。密封段的出厂试验、试验前检验、各项型式试验、试验后检验及各项型式试验后的中间检验所进行的各项性能测试指标（如密封性能、压力边界完整性）均符合技术规格书、ASME BPVC-III-1-NB的要求，所有型式试验完成后进行的拆散检验表明阀门零部件没有明显损伤的痕迹、所测尺寸与试验前检验相比无明显变化。整个试验过程中未发现介质泄漏现象，压力边界保持完好。密封段的研制，提升了国家核电站关键设备的国产化率，一定程度上降低核电站建设的投资，为国家的核电建设作出应有的贡献。