（中核辽宁核电有限公司 辽宁兴城 125100）
【摘要】 核电厂电气贯穿件是安装在安全壳上用于电缆穿越安全壳的专用电气设备，电气贯穿件作为安全壳的一部分，构成反应堆第三道安全屏障，用于保证贯穿安全壳的电气导体的电气连续性和密封性。它的密封性能的良好与否直接关系到安全壳的安全性能效果。因此，解读电气贯穿件的密封特性，对从事电气贯穿件的安装、质量控制工作有着良好的指导和借鉴意义。
【关键词】核电厂；电气贯穿件；密封性监测；优化建议
1电气贯穿件结构
电气贯穿件主要由筒体组件（贯穿套筒）、压力监测组件（压力表及阀门）、导体组件及其密封卡套组、接线箱及紧固件组成。其剖面结构示意图见图1：
1）筒体组件是电气贯穿件的主体结构，其贯穿安全壳预埋套筒，并通过焊接的方式与钢衬里相连。筒体与钢衬里的密封性通过渗透的方式进行检查。
2）导体组件的密封结构由不同规格的绝缘包覆导体、PEEK材料制成的不同芯数的密封模块和不锈钢保护套管组成，通过连续均衡挤压工艺实现导体组件的成型，成型后的导体组件具有较好的密封性能。[1]
3）压力监测组件安装在电气贯穿件安全壳外侧的筒体上，用来实时监测电气贯穿件内部气体压力的变化。压力监测组件和筒体组件之间采用金属卡套密封的可拆卸式连接。
2密封性能要求及其检测与监测
核电站电气贯穿件的机械密封性能要求为筒体内部的干燥氮气在温度20℃下的泄漏率不超过10-3Pa.m3/s。[2]为保证其密封性能达到要求，在设备出厂验收中的5项基准试验中有两项与密封性能有关，分别为气压强度试验及气体泄漏率试验。设备现场安装时有严格的质量保证程序，安装完成后进行充气压力试验及整体密封性检查以检测其密封性能。在核电站运行期间，电气贯穿件筒体内部长期处于加压状态，内部压力需保持在250KPa.a±10%。每个贯穿件的压力读数至少每月记录1次以监测其密封性能。
2.1密封性能检测
2.1.1充气压力试验
设备现场安装完成后，通过压力组件的充气嘴向筒体内充入氮气和氦气（体积百分含量不低于20%）的混合气体，压力达到最大运行压力400kPa的1.1倍即440kPa.a后关闭压力组件上的阀门，保压7天。采用嗅吸探头加压检测技术对各连接处进行泄漏检查，重点检查区域为导体组件与端板密封处、压力组件各密封连接处。若在保压时间内压力下降不超过10kPa，同时压力监测组件各密封连接处对氦气气体泄漏率不超过10-8Pa.m3/s，则充气压力试验合格。
2.1.2整体密封性检查
在充气压力试验合格后对电气贯穿件进行整体密封检查，其整体对干燥氮气最大气体泄漏率应不超过10-3Pa.m3/s。通过压力组件的充气嘴向筒体内充入400kPa、20℃的干燥氮气，实际操作过程中，实际试验的环境温度往往与要求的试验温度（20℃）不同，需用以下公式对试验压力进行修正。
式中：T1、T0—为热力学温度（T0=293.15K）；
P0=400KPa；
P1—在T1温度下需要充气的压力值。
依据设计院提供的压力-时间曲线（图2）进行结果判定，若对应时间周期内（换算为20℃条件下）的压力值在曲线的上方，则满足泄漏要求，若在曲线下方，则表明泄漏率超出可接受的范围，应对压力表以及其它所有相关的密封处进行密封性能检测，泄漏点处理完毕后，再次进行整体密封性检查。
密封性能监测在核电站正常运行期间，需定期（一般为1个月）记录压力监测组件上的压力表读数用以分析、监测电气贯穿件的密封性能变化，需要特别说明的是读数的变化可能是由于气候条件的变化引起的，尤其对于四季温差较大的地区，温度的影响更不容忽视。电气贯穿件筒体内压力的初始值以在20℃的条件下充入250KPa的干燥氮气为基准，实际操作过程中需根据不同温度条件下对应的压力确定充入的实际压力值。正常运行期间的密封性监测验收标准与整体密封性试验的验收标准一致，均为最大气体泄漏率应不超过10-3Pa.m3/s。采用静态压降法测算泄漏率，计算公式如下：
式中：
Q—电气贯穿件泄漏率；
Pt1—将t1时刻读取的压力组件压力表读数结合t1时刻的环境温度转换为293.15K条件下对应的压力值；
Pt0—将t0时刻读取的压力组件压力表读数结合t0时刻的环境温度转换为293.15K条件下对应的压力值；
Ve—电气贯穿件筒体有效容积。
2.3监测方法分析
结合核电实际工程现场，采用上述方法进行电气贯穿件密封性监测时，以下因素会直接影响泄漏率分析的精度，制约密封性能的判断，带来一定的安全隐患。
1）部分设备安装位置较高，技术人员读取压力表读数时无法平视表盘，造成读数误差；
2）压力监测组件压力表精度很低，表盘每小格代表的压力值达到20KPa，加大了估读误差；
3）没有设计监测筒体内部气体温度的手段，只能结合设备周围的环境温度对筒体内部气压进行大致修正；
监测与分析过程中没有结合安全壳内压力的循环变化，仅靠读取压力组件上压力表的读数进行分析的做法是不可靠的。图3为国内某核电机组正常运行期间3个月时间内安全壳内的压力循环趋势，可见安全壳内压力循环由缓慢的升压过程和快速的降压过程组成，每个循环的周期约为15天，其中壳内维持负压的时间为2-3天，壳内压力大于250KPa（贯穿件内压力）的时间为3-4天。假设某电气贯穿件内部端板密封处与外部端板及压力组件密封处同时存在泄漏，可能出现当安全壳内压力大于筒体内部压力（250KPa）时，安全壳内高压气体向贯穿件筒体内部补充气体，当安全壳内部压力小于筒体内部压力时，贯穿件筒体内部气体向环境中释放的情况。当两者达到平衡时，贯穿件筒体内部压力将维持不变。此时计算得出的泄漏率为零，明显与实际情况不符。
3结论
从上述对电气贯穿件密封性检测与监测方法的介绍及实际应用分析，得出以下结论和优化设想：
1）电气贯穿件在设备出厂及现场安装完成后经历了苛刻的密封性测试，其密封性能可以得到保证；
2）在机组运行过程中对电气贯穿件密封性监测时，压力组件的设计与现场应用存在某种脱节，可根据实际应用情况在设计时进一步优化，如在设计时增加压力、温度监测组件，适时监测筒体内部温度压力的变化情况，建立计算模型与运行期间安全壳内外部压差相结合，利用计算机软、硬件实现自动监测贯穿件泄漏率的目的。
参考文献
[1]卢小青.核电站电气贯穿件专用压力表组件[J].硅谷，2011，14：189.
[2]陆曙东，黄钧鹏.GB13538-1992核电厂电气贯穿件[S].北京：国家技术监督局，1992.
论文作者:焦子恒
论文发表刊物:《电力设备》2016年第13期
论文发表时间:2016/10/8
标签：压力论文; 组件论文; 电气论文; 压力表论文; 读数论文; 体内论文; 性能论文; 《电力设备》2016年第13期论文;