摘 要： 目前核电站堆芯水箱供水监测采用的液位变送器主要采用美国西屋公司的产物，其设计标准均按照ASMEBPVC- III 《核设施部件构造规则》I 级部件中的要求进行设计；美国西屋公司产物特点是体积大、抗震性能差；根据ASMEBPVC- III《核设施部件构造规则》设计规范，对核电站堆芯水箱窄量程液位变送器进行了新的设计与探讨。
引 言
美国西屋公司的堆芯水箱窄量程液位变送器（如图1），是用在核电站堆芯供水监测的，其工作压力为15.98MPa,工作温度长期为10 ℃，极端条件下如8级以上地震及海啸等，工作温度会出现峰值（288 ℃）,介质为水。美国西屋公司产物主要由上法兰（3"2500LB）、外筒组件、磁浮子、干簧链组件等组成,属高压压力设备，西屋公司这个产物的特点是在满足ASME BPVC-Ⅲ的设计条件下又对它附加一定的设计余量，使其产物过于笨重、抗震性能差[1-3]，对抗极端外部自然灾害导致事故发生的能力差，采用FEA有限元分析法对其应力分析，得知其抗震指标仅为58 Hz左右，远远达不到我国有关文件上的要求，故对其重新设计；根据HAF003-1991《核电厂质量保证安全规定》及相关导则 [4-5] ，按照ASME BPVC-Ⅲ《核设施部件构造规则》Ⅰ级部件的要求进行了设计和分析。
1 外筒承压设计
设计原则应能满足ASME BPVC-Ⅲ《核设施部件构造规则》中NB-3100和NB-3200款项中的要求[1] ，根据工作条件拟选外管1500LB，2 1/2"SCH80规格;法兰选用3"1500LB RF [2] 。
1）工况参数。操作压力为15.98 MPa。工作温度长期为10 ℃；极端条件下（如8级以上地震及海啸等）工作温度会出现峰值（288 ℃）。介质为水（含极低微量硼元素）。外筒材质为316LN/S-80S。
2）设计压力及设计温度。设计压力按文献[1]中NB-3112.1规定，在计算中应采用设计压力以表示满足NB-3222、NB -3227.1、NB3227.2、NB -3227.4、NB3228.1、NB -3228.2和NB3231中所有应力强度限制的要求。本文设计压力值为17.2 MPa。设计温度参照执行文献[1]中NB-31112.2规定，文中设计温度值为用户给定值350 ℃。
3）确定腐蚀裕量。根据文献[1]中NB3641.1（c）增加壁厚以防腐蚀侵蚀；该工况水 （含极低微量硼元素）对316LN的年腐蚀量为0。
4）外筒承压设计计算。设计方法按文献[1]中NB-3641.1 受内压直管。设计压力所要求的#小外筒壁厚
式中：A为附加厚度，mm，按照表NB-3641.1（a）-1 [1] 的非铁素体钢管取A=0.4mm；P为设计内压，MPa；D 0 为管件外径，mm ，设计时应采用不考虑公差的管件外竞么计算；S m为设计温度下材料#大许用应力强度，MPa（参见ASMEBPVC-ⅡD篇地衣分篇表 [6] ）；P y 为在特定系数下的压力值,其值p y =py（文中系数y=0.4，见ASME BPVC-ⅢNB-3641.1（c）[1] ）。
5）选择外筒管材规格。根据计算结果t m =6.011 mm,参照ASME B36.19M《不锈钢钢管》[7]选择2 1 / 2 " SCH80的管材，其名义壁厚为7.01 mm＞计算厚度6.011 mm,箂hou隳苈闵杓埔螅ㄈ缤�2）。
6）计算外筒的许用应力。上面所选的外筒管材的实际承压能力必须大于设计压力。根据已经选好的管材规格2 1 / 2 "SCH80，计算#大许用应力 [1] ：
式中：S m =105 MPa （设计温度下的许用应力，参见ASME-Ⅱ《锅炉及压力容器》D篇材料性能 [6] ,S m #大值为124 MPa，为了更安全，计算时取105 MPa）；t=7.01 mm；D 0 =73 mm；y=0.4（系数，见文献[1]中的NB-3641.1）。
7）焊缝及坡口设计。如图2所示，该筒体上有两道同轴对焊缝，按照文献[1]中NB-4245和NB-4250的要求，焊道设计成全焊透焊缝如图3所示。两道焊道在全我公司自动氩弧焊专机上一次完成，能得到优良的焊接接头，其RT检测可保证100%。
2 磁浮子设计
设计原则应能满足文献 [1]中NB-3100和NB3200的要求；根据上述结果设定磁浮子外径尺寸为52 mm。
2.1 工况参数
工况参数见第1节，取其#大值。
2.2 设计压力及设计温度
设计压力按文献[1]中NB-3112.1规定，在计算中应采用设计压力以表示满足NB-3222、NB-3227.1、NB3227.2、NB -3227.4、NB3228.1、NB -3228.2 和NB3231中所有应力强度限制的要求。本文设计压力值为17.2 MPa。
设计温度参照执行文献 [1]NB-31112.2规定，在要求采用规定的使用压力所进行的所有计算中，应采用所考虑部位的实际金属温度，文中设计温度值为用户给定值350 ℃。
2.3 磁浮子结构尺寸设计
如图4所示，由9个外径为52 mm 壁厚为1.2 mm的球组成,材质为TC4;长期正常工作液面为10 ℃、密度为1.0 g/cm 3 ，此时浮子入水高度为346 mm; 当出现极端状态时288℃、密度为0.74 g/cm 3 ; 此时浮子入水高度为467 mm。以上两个工作液面高度差为467-346=121 mm。
2.4 磁浮子承压计算
shou先算出系数A=0.125 /（R / T）= 0.125/（24.8/1.2） =0.006。 式中：R为球壳内径，mm；T为球壳壁厚，mm。
参 考 ASME - Ⅱ《锅炉及压力容器》D篇材料性能 [6] ，见系数A-B表,根据TC4弹性模量求得系数B=43×10=430。用下式求得#大允许外压：P a =BR/T=430/ （24.8/1.2）=20.8 MPa，高 于 设 计 压 力（17.2MPa）。
根据计算结果得知磁浮子结构尺寸合理可用,适合外筒设计的工作条件。
2.5 介质温度的变化与量程补偿曲线
本磁浮子是按长期正常工作条件10 ℃、1.006 g/cm3 标定的，当出现极端条件如八级以上地震时,反应堆的冷却水会进入到仪表工作区，此时的工况条件是288 ℃、5.98MPa;由于工作温度变化很大，从10 ℃变化到288 ℃,介质密度也相应变化为1.0069 ~0.7507 g/cm 3 ; 磁浮子是按#大密度设计的，所以当工作温度变化到288 ℃时，由于密度的变小仪表的输出数据也要有所变化，变化差为121 mm。介质温度与密度对应的曲线关系如图5所示，温度与量程补偿曲线如图6所示。
3 与美国西屋公司同类产物抗震载荷分析对比
抗震载荷测试是核反应堆上一项重要性能指标，参照美国的ASME NQA-1-2004核设施质量保证大纲要求 [2] 中地震试验要求，在未加固定支架情况下，对产物的上下部位施加6g载荷和相应的力矩载荷，载荷震动频率5~100 Hz,运用FEA有限元应力分析法进行应力和频率分析对比，如表1所示。
从表1可以看出美国西屋公司的产物远远达不到载荷震动频率要求，实验中要求载荷震动频率#大能达到100Hz，可是该产物只能达到58.8 Hz，一旦超过58.8 Hz产物将会永久变形破坏；而我公司的产物载荷震动频率可以达到199.54 Hz，其性能明显优于美国西屋公司的产物。
4 制造与工艺
压力仪表圆形对接头均通过专机实现自动化焊接，使产物的焊缝质量均能达到100%Ⅰ级焊缝。
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