汽輪發(fā)電機氫氣冷卻器漏氫故障原因分析及處理

黃 巍，汪 海

(中廣核核電運營有限公司，廣東 深圳 518000)

汽輪發(fā)電機氫氣冷卻器漏氫故障原因分析及處理

黃 巍，汪 海

(中廣核核電運營有限公司，廣東 深圳 518000)

國內(nèi)某核電廠1號發(fā)電機在首次大修后，其中的兩臺氫氣冷卻器在日常運行期間均出現(xiàn)氫氣泄漏的異?，F(xiàn)象。在第二個循環(huán)大修停機期間，經(jīng)現(xiàn)場檢查分析，確認漏氫原因為氫氣冷卻器密封壓條在安裝期間打磨過多，造成橡膠密封壓縮量不足所致。同時，通過現(xiàn)場試驗明確了密封壓條的安裝尺寸標準，成功解決了中國改進型三環(huán)路壓水堆(CPR1000)發(fā)電機機組氫氣冷卻器在安裝階段遺留的缺陷，保證了機組的安全穩(wěn)定運行。

氫氣；泄漏；壓條；尺寸；打磨

在機組正常運行期間，定子膛內(nèi)的氫氣的泄漏可導致發(fā)電機殼內(nèi)氫壓的降低，造成發(fā)電機冷卻效果的下降，從而限制發(fā)電機的出力狀況，同時，漏氫嚴重時存在氫氣爆炸風險，甚至可造成發(fā)電機破壞性損壞[1]。關于發(fā)電機氫氣冷卻器漏氫故障主要分析氫氣內(nèi)漏和外漏，氫氣內(nèi)漏為定子膛中的氫氣向冷卻器中泄漏，氫氣外漏為氫氣通過冷卻器本體與發(fā)電機本體的密封處向大氣中泄漏。本文主要針對氫氣冷卻器氫氣外漏故障模式進行分析和處理[2]。

1 事件描述

國內(nèi)某核電廠1號發(fā)電機(型號：TA1100-78；額定功率：1 150 MW；額定電壓：24 kV、氫壓：300 kPa)在首次大修并網(wǎng)后臨停時，檢查發(fā)現(xiàn)GRH401RF氫氣冷卻器底部密封壓板處存有兩處漏點，并且其中一處泄漏量較大，可明顯感覺到有氣流噴出，氫氣探測儀檢查該區(qū)域氫氣濃度高達到4%(氫氣爆炸極限為4%～75%)，隨后排氫降壓，對該處橡膠密封條進行了更換，漏氫現(xiàn)象短時消除。

機組并網(wǎng)運行一段時間后，測量跟蹤發(fā)電機整體氫氣泄漏率逐漸呈增大趨勢，最大泄漏率高達33 m3/天，超過泄漏率<18 m3/天的運行標準要求。檢查發(fā)現(xiàn)GRH101RF氫氣冷卻器底部密封壓板處亦存有氫氣泄漏。同時，后續(xù)又檢查發(fā)現(xiàn)GRH401RF氫氣冷卻器又出現(xiàn)漏氫現(xiàn)象，為了維持機組的安全運行，電廠對該兩臺氫氣冷卻器通過安裝夾具，涂抹金屬修補劑、注膠等方式實施了氫氣帶壓堵漏臨時處理措施，堵漏后發(fā)電機整體氫氣泄漏率明顯降低并保持在運行標準要求范圍內(nèi)，使用氫氣探測儀對該兩臺氫氣冷卻器檢查無異常。

然而，在第二個循環(huán)大修停機降功率期間，使用氫氣探測儀檢查發(fā)現(xiàn)GRH401RF氫氣冷卻器頂部及底部方型框架法蘭處分別存有0.26%和0.42%泄漏量，泄漏位置與堵漏位置相同。本文主要結合氫氣冷卻器密封結構，對氫氣泄漏原因和處理措施進行了分析和討論。

2 原因分析

2.1 氫氣冷卻器密封結構

CPR1000核電汽輪發(fā)電機組氫氣冷卻器均為懸掛式設計，冷卻器本體自由懸掛在發(fā)電機定子外殼本體上。如圖1所示，氫氣冷卻器密封結構包括方型框架法蘭401與發(fā)電機本體之間的垂直密封406，以及氫氣冷卻器本體銅密封面與方型框架法蘭之間的橫向密封407。其中垂直密封406結構相對簡單，為凹槽和密封條單一結構，密封性能較穩(wěn)定。而橫向密封407結構相對復雜，為10 mm×10 mm的方形橡膠密封條放在寬度為10 mm、由氫氣冷卻器銅密封面和方型框架法蘭鋼密封面共同構成的密封槽中，再通過4段直線壓板409及固定螺栓緊壓L形金屬密封壓條408和橡膠密封條，使密封條受壓后向兩側膨脹形成的密封結構。其中401和403分別為上、下方型框架法蘭，411和412分別為壓板固定螺栓及鎖片，409、410和419均為直線壓板。

圖1 氫氣冷卻器密封結構

2.2 檢查結果

根據(jù)先前帶壓堵漏位置，及結合對氫氣冷卻器垂直密封406檢查結果無異常，則可確認GRH101RF和GRH401RF氫氣冷卻器漏氫位置為橫向密封407。為進一步確定造成橫向密封407失效的原因，分別對相應的螺栓力矩、壓板、壓條、密封條進行檢查，檢查結果如下。

(1)復測直線壓板409螺栓力矩松動情況，發(fā)現(xiàn)力矩均大于運行期間密封良好的兩臺氫冷器法蘭力矩，未發(fā)現(xiàn)異?，F(xiàn)象。

(2)檢查密封壓條408已完全壓入密封凹槽內(nèi)，取出壓條檢查，發(fā)現(xiàn)壓條密封接觸面在拐角處均被打磨(工程安裝階段未明確壓條寬度的要求)，原設計寬度尺寸為10 mm，現(xiàn)壓接面寬度尺寸最小為6 mm；同時檢查發(fā)現(xiàn)拐角處均有輕微滲油異?，F(xiàn)象，密封條直線段未發(fā)現(xiàn)油跡。具體如圖2、圖3所示。

(3)檢查橡膠密封條切口擺放位置正確，切口粘接處表面光滑平整，密封條表面及凹型槽內(nèi)清潔無異物，未發(fā)現(xiàn)異常。

(4)檢查氫冷器本體密封銅面及方型框架法蘭密封面，未發(fā)現(xiàn)密封面有明顯貫穿性劃痕。

圖2 密封壓條拐角打磨過多

圖3 密封壓條拐角處滲油

2.3 漏氫原因分析

通過檢查結果可以看出，氫氣冷卻器在拐角處存有輕微的滲油現(xiàn)象，由于氫氣分子密度遠小于發(fā)電機軸瓦密封油的分子密度，氫氣滲透性較強于密封油滲透性，從而也說明了機組運行期間在壓條拐角處存有氫氣泄漏的情況。原因分析認為金屬壓條408在拐角處被打磨過多，造成橡膠密封條受壓接觸面減少，使橡膠密封條不能充分的在銅密封面和鋼面之間的空隙凹槽中膨脹填充，從而造成密封失效。其中401為方型框架法蘭，408為金屬壓條。

氫冷器408密封壓條按設計尺寸安裝時(壓條和橡膠密封條接觸面等同均為10.0 mm×10.0 mm)，在壓縮狀況下橡膠密封條能夠完全填充凹型槽內(nèi)的間隙，密封性能可以保證。若當408密封壓條被打磨接觸面減小時，密封膠條壓縮時不僅要填充密封間隙，還會沿密封壓條間隙向上膨脹，導致兩側密封面壓力變小，從而造成密封性能下降。隨著運行時間增長，以及發(fā)電機氫氣溫度的影響，則會導致橡膠密封條彈性下降，從而造成漏氫。橡膠密封條壓縮示意圖如圖4所示。

圖4 橡膠密封條壓縮示意圖

3 處理方案

通過以上分析可知，在現(xiàn)場安裝過程中需盡可能地減小對密封壓條尺寸的打磨。為了進一步確定密封壓條接觸面對密封性能的影響，通過加工專用工具模擬氫氣冷卻器帶壓運行狀態(tài)的密封情況，在同等試驗條件下，分別選用了6.0、7.0、8.0、9.0 mm不同寬度的壓條，發(fā)現(xiàn)密封壓條接觸面寬度在8.0 mm及以上時，其密封性能即可滿足要求。

根據(jù)現(xiàn)場壓條與密封槽的適配檢查試驗，發(fā)現(xiàn)當壓條寬度在9 mm時，壓條與槽可以自由適配；當壓條寬度在9.2～9.3 mm時，則發(fā)現(xiàn)壓條在槽中出現(xiàn)卡澀不平整的現(xiàn)象，考慮現(xiàn)場安裝及打磨加工偏差等因素，且留有相應的密封裕度，決定對以上漏氫的兩臺氫氣冷卻器密封壓條接觸面寬度控制在為(9±0.1) mm標準范圍內(nèi)，相關安裝處理措施如下：

(1)使用新的氫冷器密封壓條，將密封壓條寬度均打磨至(9±0.1) mm；

(2)安裝前檢查新的密封壓條無毛刺，表面平整；

(3)安裝前試裝密封壓條，保證密封壓條在未放入橡膠密封條之前能自然的完全放入凹形密封槽內(nèi)；

(4)對新的橡膠密封條進行檢查，確保新密封條無麻點、裂痕等異常，并將密封條長度按照凹形密封槽的周長進行45度切割粘接，放入凹形密封槽內(nèi)；

(5)用密封壓條壓緊橡膠密封條，保證密封壓條完全將橡膠密封條壓縮在凹槽內(nèi)，并按照要求對稱緊固壓條螺栓力矩，直到密封壓條所有螺栓緊固完成；

(6)四周直線段以及拐角處對密封壓條高度進行測量，保證壓條高度一致。

更換完成后，進行發(fā)電機殼內(nèi)壓力300 kPa發(fā)電機整體氣密性試驗，使用氦氣質(zhì)譜儀對該兩臺氫氣冷卻器頂部以及底部密封區(qū)域檢查無發(fā)現(xiàn)泄漏，保壓24 h壓力下降1 Pa，滿足標準不超過2 kPa的試驗要求。目前機組運行至今，兩臺氫氣冷卻器運行狀況穩(wěn)定，發(fā)電機溫度參數(shù)均正常，日常期間使用氫氣探測儀對其進行復查，無發(fā)現(xiàn)漏氫現(xiàn)象。

4 結語

金屬密封壓條的尺寸大小是決定該類型氫氣冷卻器橫向密封性能的關鍵因素，理想狀況下需盡可能的保證金屬密封壓條與橡膠密封接觸面等同。但是在現(xiàn)場施工安裝過程中，由于受金屬壓條加工偏差以及變形等因素影響，無法保證壓條在不打磨狀況下與密封凹槽的自由配合。通過本文對漏氫原因的分析和處理過程，為以后同類型發(fā)電機組氫氣冷卻器在安裝或檢修過程中對密封壓條尺寸的控制要求提供了標準依據(jù)。

[1]李偉清．汽輪發(fā)電機故障檢查分析及預防[M]．北京：中國電力出版社，2010．

[2]汪耕，等．大型汽輪發(fā)電機設計、制造與運行[M]．上海：上?？茖W技術，2012．

(本文編輯：嚴 加)

Hydrogen Leakage Fault Analysis and Treatment for Turbine Generator Cooler

HUANG Wei, WANG Hai

(Electrical Division, China Guangdong Nuclear Power Operating Company)

After the first major overhaul of a nuclear power plant in China, the hydrogen leakage faults occurred in two of the hydrogen coolers during normal operation. During the second loop overhaul downtime, through on-site inspection, it was confirmed that hydrogen leakage appeared because the hydrogen cooler sealed layering was polished too much during installation, resulting in inadequate rubber seal compression. At the same time, the field test defined the sealed layering installation size standards, successfully solved the hydrogen leakage problem of the modified three-loop pressurized water reactor (CPR1000) generator unit hydrogen cooler in the installation phase, ensuring the safe and stable operation of the unit.

hydrogen gas; leakage; layering. size; polishing

10.11973/dlyny201703026

黃 巍(1986—)，男，工程師，主要從事高壓設備的檢修、試驗工作及設備準修管理工作。

TM311

B

2095-1256(2017)03-0336-03

2017-03-02