核电厂安全壳隔离阀密封性检测与分析
核电厂安全壳机械贯穿件密封性试验的运行组织
核电厂安全壳机械贯穿件密封性试验的运行组织【摘要】机械贯穿件作为安全壳的一部分，构成反应堆第三道安全屏障，设置在其内外两侧的安全壳隔离阀的密封性能关系到整个反应堆的安全，是核电站安全稳定运行的重要保障之一。
安全壳隔离阀密封性试验是核电机组大修期间的重要试验项目，本文从运行角度对试验的原理和方法进行了阐述、分析。
关键【关键词】核电厂大修；贯穿件；密封性试验1、前言机械贯穿件密封性试验的运行活动是一个专业性较高且非常繁琐的活动。
它不但要求对涉及的系统回路和设备相当熟悉，而且对所需的试验条件、试验方法、手段、试验设备、试验出现问题时可能的原因、相应的对策等都要作到心中有数。
由于贯穿件作业基本都在主隔离下的工作全部完工或者贯穿件对象及相关阀门的检修工作完工后进行的，如果试验不合格，可能导致系统复役延期，进而成为影响大修进度的关键路径。
2、贯穿件试验的原理贯穿试验目的：通过引入外流达到4.2bar.g 的压力，来检查安全壳隔离阀的严密性，以保证在事故工况下泄漏到外界的放射性物质在规定范围之内。
图1常用的试验方法有三种，分别简称为1A法、1B法、1C法。
1A法：如图1所示，以V1作为被试验阀门，关闭V1、V3，开启t1，连接加压装置及流量计到t1；加压V1、V3之间的管道至安全壳设计压力（0.42Mpa.g），并使之维持恒定，测量到的泄漏率是V1和V3的总泄漏率，为保守起见，可将此作为被试验阀V1的泄漏率。
加压介质可以用水，也可以用空气，当用水作介质时，试验期间V1阀门的下游必须泄压，或者连续开关几次阀门t2即可。
1B法：如图1所示，以V1作为被试验阀门，关闭V1、V2、V3，开启t1、t2，连接加压装置到t1，连接流量计到t2；加压V1、V3之间的管道至安全壳设计压力，并使之维持恒定，测量到的泄漏率就是被试验阀门V1的泄漏率。
1C法：如图2所示，以t2作为被试验阀门，关闭V1、V2、V3、t1，关闭t2，将缓冲罐及其与t2之间的管道加压至安全壳设计压力，测量缓冲罐在规定时间内的压降可以计算出t2的泄漏率。
核电阀门密封性与结构要求分析 (一)
核电阀门密封性与结构要求分析 (一)随着我国能源需求的增长，在能源领域新一轮科技革命的推动下，核能作为一种巨大的清洁能源，其在未来的发展前景也备受关注。
不过，在核电站中，密封阻挡是关键性的技术难题，而核电阀门密封性与结构要求分析则是破解难题的关键。
一、核电阀门密封性的要求核电站涉及核材料和辐射性物质的储存、运输、转换及利用等过程，密封性是防止这些物质泄漏的最基本要求。
因此，核电阀门的密封要求非常严格。
首先，阀门必须保证零泄漏，即在长时间的使用过程中，不得出现任何液体、气体或气体混合物泄漏。
其次，阀门还需满足可靠性高的要求。
核能作为一种超高安全性的能源形式，其安全性在采取防泄漏措施的前提下得到保障。
如果阀门本身不够可靠，那么核电站安全就难以保障。
阀门的使用寿命应至少满足核电站所要求的设计寿命。
再次，随着核电阀门的使用寿命的延长，其安全性、性能和可靠性相关问题成为不可忽略的问题。
在阀门设计时，需要考虑到在长期使用情况下的安全性能问题，尤其是考虑到阀门封座沉没、弹性失效及焊接等方面的问题。
二、核电阀门结构的要求阀门是一个高度集成化的复杂机构，因此阀门结构的设计是保证阀门性能和可靠性的关键因素。
对于核电站，阀门的结构必须符合以下要求：1. 阀门的扭矩应该较小，以确保操作者的人力可以轻松操作。
2. 阀门要求具有优异的抗振性能和抗动荷载及变形能力，以确保在一定的气动和流体负载下仍然可以正常运转，防止动荷载引起的变形，影响密封。
3. 阀门内部的部件和密封部分应尽量避免使用螺栓和螺母，因为螺栓和螺母在承受高压力和高温度时，其连接性能会下降，从而导致泄漏。
4. 阀门的结构应具有简单、紧凑、可靠的特点，以便维护操作和检修。
5. 阀门的设计以满足最严格的工程和标准规定为前提，以确保阀门在安装和使用中满足最高的性能要求。
综上所述，核电阀门作为核电站的重要部件，其密封性和结构要求在核电站的可靠性、安全性和稳定性方面发挥着重要的作用。
安全壳隔离阀密封性试验问题研究
2018年30期研究视界科技创新与应用Technology Innovation and Application安全壳隔离阀密封性试验问题研究彭巧云，樊武（中国核电工程有限公司华东分公司，浙江嘉兴314300）1概述安全壳是核电厂最后一道安全屏障，肩负着包容事故释放出的放射性物质和防护反应堆厂房设备的重要功能，因此保持安全壳的完整性至关重要。
因其功能的特殊性，所有贯穿安全壳的设备和管道等都需要通过特殊部件实现其密封性和连续性，这类特殊部件包括机械贯穿件、电气贯穿件、隔离装置、人员闸门、设备闸门等。
其中机械贯穿件主要负责贯穿安全壳的各系统管线的密封隔离，主要通过安全壳内外的隔离阀来实现。
这些安装在机械贯穿件上的隔离阀由于数量、种类较多，在核电厂实际应用过程中产生的问题也呈多样化，本文就此方面进行探讨。
2试验方法因安全壳密封性的要求，需要定期对机械贯穿件上的隔离阀进行密封性试验，检验其泄漏率是否符合验收准则。
以某核电厂为例，役前需要进行密封性试验的安全壳机械贯穿件为82个，需要测量泄漏率的隔离阀为253个，包含手动阀、电动阀、气动阀、止回阀、闸阀等类型，阀门直径小至8mm ，大至750mm ，涉及核岛冷冻水系统、安全壳喷淋系统、核取样系统、安全注入系统等18个系统，相关的试验管线和边界广泛分布在核岛厂房、连接厂房及核辅助厂房，这使得试验时现场工况和环境及其复杂，给隔离阀密封性试验的实施带来了不小的难度。
选择一种方便、快捷、准确的试验方法，对于隔离阀密封性试验这种数量众多、工况多变的情况显得尤为重要，能够大大降低试验难度和工期。
一般采用以气体为试验介质的流量补充法进行试验，试验原理如图1所示。
测量阀门V1和C1的泄漏率，V1和C1呈关闭状态。
将边界阀门V2、V3关闭，试验支管阀门K 1、K 2打开，通过试验装置向试验管线内充入试验介质，达到试验压力P e后，调节充入试验介质的量，使管线保持压力恒定。
由于K 2直通大气，试验介质充入管线的流量就是试验介质从被测阀门泄漏的流量。
核电厂电气贯穿件密封性监测方法及分析
核电厂电气贯穿件密封性监测方法及分析发布时间：2021-03-15T06:39:37.523Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年25期作者：王丁[导读] 为了确保安全壳完全密封，必须首先确保安全壳所有贯穿部件的密封性[2]。
福建福清核电有限公司福建福清 350300摘要：核电厂的安全壳是防止放射性材料在大气层中扩散的一种手段，也是反应堆的第三个安全屏蔽。
安全壳所附的电气贯穿件是安全壳压力界限的一个重要组成部分。
电气贯穿件，其特点就是具有良好的密封性，可有效防止放射性材料的泄漏，并确保环境安全。
核电厂电气贯穿件在各种核电厂项目中占有重要地位。
它是连接该岛及其周围地区的一个关键项目，也是核电站核事故的最后障碍。
因此，重点是安装质量。
安装电气贯穿件需要大量的工作，因此，不同类型的工作之间的协调特别重要。
每一个环节都会影响核电厂电气贯穿件密封性工作的质量，在这一过程中，核电厂电气贯穿件密封性监测就显得十分重要，因此需要确保其质量的可靠性。
关键词：核电厂；电气贯穿件密封性；电气保护自从改革开放近40年来，通过迅速发展，我国经济成为世界第二大经济体，在工业发展的过程中，主要是制造业，导致了巨大的能源需求，而近年来出现的环境问题，如雾霾和污染，在一定程度上使传统化石矿物能源的使用受到严重限制，因此，人们日益认识到需要使用清洁能源的重要性，注重其平衡发展和环境保护的作用。
核电能是一种重要的清洁能源，与高度污染的矿物能源不同，它是减少二氧化碳、烟雾和灰尘等污染物排放的重要手段。
考虑到核电设备设计与制造的技术含量高，其质量要求也是越来越严格的，其关系到上下游数十个行业，在这种情况下核能的使用可成为应对气候变化的可靠办法。
作为国际社会中使用核能最多的国家之一，美国的核电能约占总发电量的35%。
相比之下，我国的核能利用率不到2%。
另一方面，安全和稳定地发展核能是与能源安全和可持续社会经济发展有关的重要政策倡议之一[1]。
核电站用阀门检验项目
核电站用阀门检验项目
核电站是国家的重要能源基础设施，其中的各种设备都需要保持高度的安全性和可靠性，以确保核电站的运行安全和稳定。
其中阀门作为一个非常重要的部件，其检验项目也受到高度的关注。
阀门的功能
核电站用阀门主要用于控制核反应堆冷却剂的流量，并在正常和非正常条件下防止中子流失。
阀门在核反应堆中的作用可以概括为：
1.控制冷却水的流量和压力，以保持核反应堆运行的稳定。
2.保证系统的安全性和可靠性，防止中子流失。
3.在应急情况下，阀门可以用于关闭核反应堆的进出口，以控制核能的
释放。
阀门的检验项目
由于阀门在核反应堆中的重要性，因此其检验项目也需要高度的关注。
阀门的检验主要包括以下三个方面：
外观检查
阀门表面应不得有明显的烧伤、腐蚀、裂纹、划痕等，阀门杆应当无弯曲变形或锈蚀。
此外，还要检查阀门的操作是否灵活，以及是否正常卡滞。
尺寸检查
在阀门的尺寸方面，应进行测量和检验，以确保阀门轴承、密封面和密封副的直径、长度、间隙和阀门的开闭角度达到规定的要求。
密封性检查
阀门的密封性是决定核电站设备运行安全的重要因素之一。
在阀门的检测过程中，应定期进行动、静密封试验，以检测阀门的密封性。
试验中应对阀门的动态密封进行特别关注，尤其是在高温、高压的条件下。
阀门是核电站的重要部件之一，其功能的可靠性和安全性非常重要。
因此，对核电站用阀门的检验项目需要认真细致，进行规范化、标准化的检验。
以上是本文对核电站用阀门检验项目的详细分析，希望能对相关领域的工作人员提供一些参考和帮助。
核电厂安全壳隔离阀密封失效分析与维修策略张峰徐炟
核电厂安全壳隔离阀密封失效分析与维修策略张峰徐炟发布时间：2023-04-28T08:53:11.360Z 来源：《当代电力文化》2023年4期作者：张峰徐炟[导读] 随着泛在电力物联网和数字电网等发展理念的提出，电网朝着数字化、信息化、智能化和开放式的方向发展。
为实现“双碳目标”，2021年起众多电力企业相继发布了各项行动方案，提出加快建设智能电网，推动电网向能源互联网升级，着力打造以新能源为主的新型电力系统。
其中电力设备的健康状态对电网的安全稳定运行具有重要的作用。
但新能源发电具有随机性、间歇性和波动性，并且随着新能源发电渗透率的不断提高，这些特性会造成严重的电能质量问题，对电力设备的健康管理和运行维护带来了巨大挑战。
因此，在此背景下探讨电力设备新的健康管理和智能运维系统框架，研究更加全面的健康状态感知、故障预测和智能维护新技术具有重要的意义。
海盐秦山淮电检修有限责任公司摘要：随着泛在电力物联网和数字电网等发展理念的提出，电网朝着数字化、信息化、智能化和开放式的方向发展。
为实现“双碳目标”，2021年起众多电力企业相继发布了各项行动方案，提出加快建设智能电网，推动电网向能源互联网升级，着力打造以新能源为主的新型电力系统。
其中电力设备的健康状态对电网的安全稳定运行具有重要的作用。
但新能源发电具有随机性、间歇性和波动性，并且随着新能源发电渗透率的不断提高，这些特性会造成严重的电能质量问题，对电力设备的健康管理和运行维护带来了巨大挑战。
因此，在此背景下探讨电力设备新的健康管理和智能运维系统框架，研究更加全面的健康状态感知、故障预测和智能维护新技术具有重要的意义。
关键词：隔离阀；密封；失效分析；维修策略引言发电厂需要面对越来越高的要求和挑战。
作为发电厂安全稳定运行、正常供电最关键的设备之一，电气设备安全运行管理与维护不仅关系到发电厂整体的经济效益和社会效益，也是发电厂实现健康可持续发展的重要措施。
１隔离阀的形式根据紧急情况下对系统功能、传输介质和响应时间的不同要求,隔离阀主要分为自动和手动。
浅析核电厂安全壳整体密封性试验
浅析核电厂安全壳整体密封性试验摘要：本文以国内某核电厂安全壳整体密封性试验为例，论述了安全壳整体密封性试验的原理、方法和内容以及试验结论，并对整体试验的准备过程进行了描述，为后续的调试提供一定的经验。
关键词：安全壳；整体密封性试验；调试准备；1.引言安全壳整体密封性试验为竣工验收试验，其目的是模拟失水事故（LOCA）工况下，通过试验测定国内某核电厂安全壳的整体泄漏率，检验安全壳的建造、安装质量在安全壳密封性能方面是否满足核电站的设计要求，即在试验压力（0.35MPa.g）下安全壳整体泄漏率是否在允许范围内，以确保核电厂的安全壳整体密封性能满足设计要求。
2.安全壳整体密封性试验验收准则需要指出的是：设计中的泄漏率验收准则是对在136℃、0.35MPa.g状态下的汽水混合物而言的，而对于真实的LOCA工况来讲，由于试验工况中使用压缩空气进行加压模拟LOCA状态，故须对其验收准则进行相应的转换：试验工况下最大允许泄漏率Fe与在LOCA工况下最大允许泄漏率Fa的关系式如下：这种方法在于测量包容在安全壳内空气的压力变化和平均温度的变化，干空气的压力等于安全壳内总的绝对压力P减去水蒸汽的分压力Pv，通过测定局部湿度经加权计算获得水蒸汽分压力。
安全壳内水蒸汽平均分压计算：图3-1.安全壳整体密封性试验泄漏率测试分析系统框图3.5安全壳整体试验过程与结果核电厂安全壳整体试验典型压力曲线见图3-2。
试验期间实际升压速率低于12Kpa/h，降压速率低于10Kpa/h。
图3-2.安全壳整体打压试验压力曲线与时间图安全壳的整体泄漏率为：0.0187（Wt%/24h），小于安全壳总允许泄漏率0.164%/d，说明安全壳密封性能良好。
4.总结通过对比，国内某核电厂安全壳整体密封性竣工验收试验结果与验收准则相比有较大的裕度，原因总结起来在于：一方面，在安全壳局部试验中对安全壳贯穿件隔离阀的密封性能进行了严格的控制；另一方面，在试验前和试验期间，各方进行了大量的前期准备工作，并组织相关部门对安全壳内外进行了仔细的检查，确保安全壳边界完整。
核电厂反应堆功率运行工况下安全壳隔离阀泄漏对安全壳密封性影响的评价方法研究
2019年15期方法创新科技创新与应用Technology Innovation and Application核电厂反应堆功率运行工况下安全壳隔离阀泄漏对安全壳密封性影响的评价方法研究李尚科（中广核核电运营公司，广东深圳518100）反应堆安全壳及其内外侧隔离阀是核电厂的第三道安全屏障[1]，它具有放射性屏蔽功能，在反应堆正常运行或事故情况下保证其密封性，防止放射性物质释放到环境中，保护环境和人员安全[2]。
因此，它们的密封性能显得尤为重要。
安全壳内外侧隔离阀作为第三道屏障的一部分，其密封性能直接影响到第三道屏障的完整性。
按照《安全相关系统和设备定期试验监督大纲》要求，需定期（一般为一个燃料循环周期）对这些隔离阀进行密封性试验，以检验其密封性能。
试验方法一般为机组大修期间利用加压工具和泄漏率测量仪表进行直接测量。
但近年来，由于阀门的老化、维护和使用不当等原因，在机组功率运行阶段偶尔出现某些隔离阀泄漏突然增加的情况，而此时机组正在功率运行，无法用常规的方法对泄漏率进行直接测量。
而本文提出在这种情况下如何对安全壳隔离阀泄漏率进行测量，进而评价其对安全壳密封性影响的方法。
并以REN121/131VP 为例阐述了该方法的应用。
1方法介绍由于机组处于功率运行阶段[3]，无法直接用仪器对泄漏的阀门进行泄漏率测量，需建立如图1所示的评价模型。
假设安全壳内外侧隔离阀V1、V3密封不严，由于系统内上游压力P 0的存在而发生泄漏，在功率运行的状态下，可以通过关闭阀门V2，在V4阀门下游安装压力计，并通摘要：核电机组安全壳内、外侧机械隔离阀的密封性直接影响到反应堆第三道屏障的完整性，测量或评估安全壳隔离阀的密封性是核电厂安全监督的一项十分重要的工作。
一般情况下都会在机组停堆检修期间，用仪器设备直接对其进行有计划的系统性的测量，但在反应堆功率运行工况下，由于不具备直接测量的条件，如何准确评估安全壳隔离阀的密封性变得十分棘手。
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核电厂安全壳隔离阀密封性检测与分析
文章结合某核电厂安全壳隔离阀密封性试验，介绍了直接测量法的试验原理、操作方法和验收标准，通过贯穿件隔离阀密封性检测实例对试验的实际操作过程进行了阐述，并对试验结果进行了具体的分析和研究
标签：安全壳；隔离阀；密封性试验
1 概论
某核电厂反应堆安全壳是一座由钢筋混凝土底板、立式预应力混凝土筒壁和准球型预应力混凝土穹顶三部分组成的封闭预应力混凝土结构。
反应堆安全壳是为防止核反应堆在运行或发生事故时放射性物质外逸的密闭容器，也称反应堆保护外壳。
核电站反应堆发生事故时会大量释放放射性物质，安全壳作为最后一道核安全屏障，能防止放射性物质扩散污染周围环境。
同时，也常兼作反应堆厂房的围护结构，保护反应堆设备系统免受外界的不利影响，它是一种体态庞大的特种容器。
安全壳内外系统管道的连通是通过机械贯穿件来实现的，贯穿件套筒按要求有不同的直径和厚度，以适应所连接的设备及由它们所传递的机械载荷，贯穿件的套筒焊在一块较厚的环形板上，该环形板则焊在安全壳的钢衬里上。
机械贯穿件在安全壳内外两侧根据具体情况分别设置隔离阀门，以保证安全壳的密闭性。
安全壳密封性试验的目的是模拟一回路失水事故工况下，验证安全壳的整体密封性。
安全壳密封性试验可以分为A类、B类、C类。
其中A类试验是指安全壳整体的密封性试验，B类试验是指设备闸门、人员闸门、燃料通道和电气贯穿件的密封性试验，C类试验是指安全壳上所有的机械贯穿件试验，即贯件壳内外隔离阀的密封性试验。
一般来说，C类局部密封性试验在每次换料冷停堆时进行，仅有个别十分可靠的机械贯穿件密封性试验每5个换料周期或10个换料周期进行一次。
2 试验原理和方法
直接测量法是安全壳隔离阀密封性试验的一种检测方法，流量补充法和流量收集法，都采用局部加压方式。
试验对象为安全壳内外两侧隔离阀以及位于隔离阀和安全壳之间的支路阀门。
试验时，气源通过局部检漏仪向隔离阀和边界阀门之间的管道内充压，由施加压力的方向与隔离阀在执行安全功能时受压方向相同，压力达到安全壳设计压力并稳定后，在保持压力不变的情况下，局部检漏仪通过向管道内补充的气体流量与压力的关系计算出隔离阀的泄漏率，并在显示屏中直接给出结果，单位为Nm3/h。
流量收集法试验介质一般为水，试验方法相同，采用液态检漏仪加压，可以在试验阀门下游较低点通过容器收集方法确定该阀门的泄漏率。
具体检测方法如下：
一般情况下，对每个隔离阀施加等于安全壳设计压力（Pe=0.42MPa.g）的压差，用下列方法之一来确定其泄漏率。
方法A：流量补充法（如图1）
初始状态：（1）阀门V1、V2、V3被关闭；（2）阀门K1、K2打开；（3）局部檢漏仪连接到阀门K1上。
操作步骤：（1）将V1和V3之间的管线加压到设计压力，阀门K2保持打开状态；（2）保持阀门V1和V3之间压力稳定，测量阀门V1和C1的泄漏率。
方法B：流量收集法（如图2）
初始状态：（1）阀门V1、V2、V3被关闭；（2）阀门K1、K2打开；（3）压力测量仪表及加压装置连接到阀门K1上；（4）流量计或量筒连接到K2上。
操作步骤：（1）将V1和V3之间的管线加压到设计压力，阀门K1保持打开状态保持阀门V1和V3之间压力稳定；（2）测量阀门V1和C1的泄漏率。
3 验收准则
在0.42MPa.g的试验压力下，安全壳贯穿件隔离阀的实测总泄漏率不超过安全壳总允许泄漏率的50%，即16Nm3/h的50%，8Nm3/h。
在0.42MPa.g的试验压力下，阀门泄漏率设计值：
气介质试验：Q≤15.7×10-6Nm3/h/mm阀门公称直径
Q≤19.7×10-6Nm3/h/mm（EBA和ETY阀门）
水介质试验：Q≤0.1×10-6Nm3/h/mm阀门公称直径
在0.42MPa.g的试验压力下，贯穿件的试验准则：
Q≤690×10-6Nm3空气/h/mm贯穿件等效直径
4 试验实例
依据上述方法进行试验，某核电厂82个贯穿件密封性试验已全部完成，贯穿件隔离阀试验结果已全部符合验收标准。
由于涉及贯穿件较多，在此不一一赘述，抽取其中一个贯穿件密封性测量操作实例如下：
上图为PTR（反应堆换料腔和乏燃料水池的冷却和处理）系统213贯穿件简图，各阀门功能如下表所示：
（1）首先采用流量补充法进行测量，关闭试验阀门和边界阀门，打开充压阀门和对空通道，在局部检漏仪和气源准备并连接好后，对试验阀进行分别测量。
由充压阀门后侧法兰或快速接头连接充气管进行试验。
试验结果：经试验，PTR022VB+PTR023VB泄漏率为0.36Nm3/h，不合格；PTR021VB泄漏率为0.06Nm3/h，泄漏率不合格。
分析：试验过程中，将PTR022VB打开，将PTR022VB+ PTR023VB和PTR021VB之间管道充压至设计压力（0.42MPa.g），关闭PTR022VB后进行验证，PTR022VB左右压差应使泄漏率下降，但泄漏率无明显变化，说明壳内边界有泄漏，需重新检查边界后试验。
卸掉PTR022VB+PTR023VB和PTR021VB之间管道压力，检查关紧所有边界阀门后再次试验，内外侧隔离阀泄漏率仍然超标。
PTR022VB+PTR023VB试验过程中，打开PTR021VB，有气体逸出，PTR022VB+PTR023VB泄漏严重，需进行设备维修。
在检测PTR021VB时，使用检漏液检查后侧对空通道PTR901VB处，未有气泡产生，PTR021VB密封性可能良好，泄漏率超标仍然由边界阀门引起。
（2）为剔除边界阀门的泄漏量，使用流量收集法对PTR021VB进行试验，将液态检漏仪和水源与PTR455VB连接，关闭试验阀门和边界阀门，打开对空通道，充入除盐水，压力达到安全壳设计压力并稳定后，在对PTR021VB后较低位的疏水阀PTR901VB处用试管进行收集。
PTR022VB+PTR023VB经维修后，由于边界阀门存在泄漏较大的可能，采用流量收集法进行试验，试验方法如上。
关闭试验阀门和边界阀门，由PTR455VB 后侧快速接头充入除盐水，打开PTR021VB，疏水阀PTR901VB处用试管进行收集。
试验结果：PTR021VB试验结果未收集到水，泄漏率为零，符合验收标准，结果合格。
PTR022VB+ PTR023VB试验结果为0.024×10-6Nm3/h水，符合验收标准，该阀门密封性合格。
对于该贯穿件，根据贯穿件总泄漏率的取值原则，应该取两侧隔离阀中较大的泄漏率值为贯穿件的总泄漏率，则PTR213贯穿件的总泄漏率为0.024×10-3NmE/h水，即0.384×10-3Nm3/h气，该贯穿件等效直径为300mm，根据前述贯穿件验收准则，贯穿件密封性合格。
5 结束语
直接测量法中的流量补充法由于其在实际操作中简单快速，在核电厂安全壳隔离阀密封性试验中得到了广泛的运用，在边界阀门泄漏量不能确定的情况下，可灵活运用水介质的流量收集法进行测量，可以摒除边界阀门泄漏量的干扰。
在试验中，可以对阀门两侧进行充压，以验证边界阀门是否泄漏。
此次试验是某核电厂某机组役前安全壳密封性试验的一部分，通过本次试验，验证了安全壳隔离
阀的密封性符合国家验收标准，对整个核电调试工作具有重大的意义。
参考文献
[1]中国核电工程有限公司.安全壳隔离阀密封性试验导则，2011.
[2]国家能源局.NB/T20018-2010核电厂安全壳密封性试验，2010.
朱峰，男，中国核电工程有限公司调试中心，工程师，硕士，河南郑州人。