Експериментальне дослідження герметичності арматури за різних зусиль закриття
Power valves are installed on almost all the pipelines of nuclear power plants performing the functions of regulation and shutting off the flow, so its failure often leads to emergencies. A particularly large number of failures is observed in motor-operated valves. Incorrect setting of the limiting...
Збережено в:
| Дата: | 2018 |
|---|---|
| Автори: | , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | English |
| Опубліковано: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2018
|
| Онлайн доступ: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/116 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Nuclear and Radiation Safety |
Репозитарії
Nuclear and Radiation Safety| id |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-116 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| collection |
OJS |
| language |
English |
| format |
Article |
| author |
Koroliov, A. V. Pavlyshyn, P. Y. Bandurko, I. V. |
| spellingShingle |
Koroliov, A. V. Pavlyshyn, P. Y. Bandurko, I. V. Експериментальне дослідження герметичності арматури за різних зусиль закриття |
| author_facet |
Koroliov, A. V. Pavlyshyn, P. Y. Bandurko, I. V. |
| author_sort |
Koroliov, A. V. |
| title |
Експериментальне дослідження герметичності арматури за різних зусиль закриття |
| title_short |
Експериментальне дослідження герметичності арматури за різних зусиль закриття |
| title_full |
Експериментальне дослідження герметичності арматури за різних зусиль закриття |
| title_fullStr |
Експериментальне дослідження герметичності арматури за різних зусиль закриття |
| title_full_unstemmed |
Експериментальне дослідження герметичності арматури за різних зусиль закриття |
| title_sort |
експериментальне дослідження герметичності арматури за різних зусиль закриття |
| title_alt |
Experimental Research of Valve Tightness at Different Closure Forces |
| description |
Power valves are installed on almost all the pipelines of nuclear power plants performing the functions of regulation and shutting off the flow, so its failure often leads to emergencies. A particularly large number of failures is observed in motor-operated valves. Incorrect setting of the limiting clutch leads either to incomplete closure of the valve or to rod failure. Therefore, the valves are equipment of a nuclear power plant, which often falls into repair shops. Failures leading to an increase of valve leakage are especially dangerous for nuclear power plants. In this case, leakage of high-pressure valves leads to erosion of the sealing surfaces, which only increases the leakage. Thus, it is very important to determine the optimum rotational value when the valve is closed. The lack of conditions for closure force in the standards for valve leakage complicates the issue.
A bench that allows working in the air with a pressure up to 3.5 MPa was developed on valve rod to study dependence of valve leakage on the rotational moment. Four independent parameters were measured: air pressure in front of the valve under study, closure force of the valve, volume of air loss through the valve and leakage time. A standard stop valve with a nominal diameter of 15 mm and a nominal pressure of 64 atm was used for the study.
The determined dependence of the leakage on torque value allows recommending a gentler mode of valve closure without significantly reducing its tightness. As a result of experimental data processing, a criterial equation is obtained linking a leakage rate, pressure drop on the valve and a rotational moment value. The received criterial equation will allow defining the compromise between valve closure force and permissible leak level according to regulatory requirements. The analysis of the “leakage/rotational moment” diagram showed the possibility to reveal the damaged valves. This possibility may be used during the incoming inspection of the valves supplied to NPP, which should significantly improve the reliability of their operation. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2018 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/116 |
| work_keys_str_mv |
AT koroliovav experimentalresearchofvalvetightnessatdifferentclosureforces AT pavlyshynpy experimentalresearchofvalvetightnessatdifferentclosureforces AT bandurkoiv experimentalresearchofvalvetightnessatdifferentclosureforces AT koroliovav eksperimentalʹnedoslídžennâgermetičnostíarmaturizaríznihzusilʹzakrittâ AT pavlyshynpy eksperimentalʹnedoslídžennâgermetičnostíarmaturizaríznihzusilʹzakrittâ AT bandurkoiv eksperimentalʹnedoslídžennâgermetičnostíarmaturizaríznihzusilʹzakrittâ |
| first_indexed |
2024-09-01T17:39:03Z |
| last_indexed |
2024-09-01T17:39:03Z |
| _version_ |
1809016258654371840 |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-1162019-03-02T07:58:15Z Experimental Research of Valve Tightness at Different Closure Forces Експериментальне дослідження герметичності арматури за різних зусиль закриття Koroliov, A. V. Pavlyshyn, P. Y. Bandurko, I. V. Power valves are installed on almost all the pipelines of nuclear power plants performing the functions of regulation and shutting off the flow, so its failure often leads to emergencies. A particularly large number of failures is observed in motor-operated valves. Incorrect setting of the limiting clutch leads either to incomplete closure of the valve or to rod failure. Therefore, the valves are equipment of a nuclear power plant, which often falls into repair shops. Failures leading to an increase of valve leakage are especially dangerous for nuclear power plants. In this case, leakage of high-pressure valves leads to erosion of the sealing surfaces, which only increases the leakage. Thus, it is very important to determine the optimum rotational value when the valve is closed. The lack of conditions for closure force in the standards for valve leakage complicates the issue. A bench that allows working in the air with a pressure up to 3.5 MPa was developed on valve rod to study dependence of valve leakage on the rotational moment. Four independent parameters were measured: air pressure in front of the valve under study, closure force of the valve, volume of air loss through the valve and leakage time. A standard stop valve with a nominal diameter of 15 mm and a nominal pressure of 64 atm was used for the study. The determined dependence of the leakage on torque value allows recommending a gentler mode of valve closure without significantly reducing its tightness. As a result of experimental data processing, a criterial equation is obtained linking a leakage rate, pressure drop on the valve and a rotational moment value. The received criterial equation will allow defining the compromise between valve closure force and permissible leak level according to regulatory requirements. The analysis of the “leakage/rotational moment” diagram showed the possibility to reveal the damaged valves. This possibility may be used during the incoming inspection of the valves supplied to NPP, which should significantly improve the reliability of their operation. Силова арматура встановлена практично на всіх трубопроводах АЕС, виконуючи функції регулювання й перекриття потоку, тому її відмова часто призводить до аварійних ситуацій. Особливо велика кількість відмов спостерігається в електроприводній арматурі. Неправильне налаштування граничної муфти призводить або до неповного закриття арматури, або до поломки штока. Тому арматура є тим обладнанням АЕС, яке найчастіше потрапляє в ремонтні майстерні. Особливо небезпечні для АЕС поломки, що призводять до збільшення протікань арматури. При цьому протікання арматури високого тиску призводить до ерозії поверхонь ущільнювачів, що свою чергу тільки збільшує протікання. Таким чином, дуже важливо знати оптимальне значення крутного моменту при закритті арматури. Ускладнює проблему відсутність у стандартах на протікання арматури умов на зусилля її закриття. Для дослідження залежності величини протікання арматури від величини крутного моменту на її штоку був розроблений стенд, що дозволяє працювати на повітрі з тиском до 3,5 МПа. Проведено вимір чотирьох незалежних параметрів стандартного запірного клапана з умовним діаметром 15 мм і умовним тиском 64 атм: тиску повітря перед досліджуваним клапаном, зусилля моменту закриття клапана, об’єму втрати повітря через арматуру і часу протікання. Встановлена залежність витоку від величини крутного моменту дає змогу рекомендувати більш щадний режим закриття арматури без істотного зниження її герметичності. В результаті обробки експериментальних даних отримано критеріальне рівняння, що зв’язує величину протікання, перепад тиску на клапані та величину крутного моменту, за допомогою якого можна визначати компроміс між зусиллям закриття арматури і допустимим рівнем протікання згідно з нормативними вимогами. Аналіз графіка «витік — крутний момент» показав можливість визначення пошкодженої арматури, що може бути використано на вхідному контролі арматури, яка надходить на АЕС, і суттєво підвищить надійність її роботи. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2018-12-03 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/116 10.32918/nrs.2018.4(80).03 Nuclear and Radiation Safety; No 4(80) (2018): Nuclear and Radiation Safety; 14-17 Ядерна та радіаційна безпека; № 4(80) (2018): Ядерна та радіаційна безпека; 14-17 2073-6231 en https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/116/135 |