核电站反应堆压力容器安装技术

压水堆核电站反应堆压力容器材料概述 李承亮,张明乾 (深圳中广核工程设计有限公司上海分公司,上海200030) 摘要　　反应堆压力容器是核电站重要部件之一,综述了反应堆压力容器材料的发展历程、性能要求、在役辐照 脆化、制造现状等,指出a5082ⅲ钢具有优良的焊接性、较高的淬透性和抗中子辐照脆化性,并具有良好的低温冲击韧 性和较低的无延性转变温度等优点。分析了该钢的化学成分、制造工艺与性能之间的关系,对反应堆压力容器材料 国产化的实现与未来发展方向的指引有一定的参考作用。 关键词　　压水堆核电站　反应堆压力容器　材料　辐照脆化 overviewofreactorpressurevesselsteelinpwrnuclearpowerplants lichengliang,zhangmingqian (shangha

核电厂反应堆压力容器(rpv)是反应堆冷却剂压力边界的重要组成部分,是封闭放射性物质的主要屏障之一,其内部安装反应堆堆芯、堆内构件以及为控制安全运行所需的测量元件或组件。由于设计要求严格,对核电厂建设进度与安全运行具有重要影响,有必要结合实际制造经验,分析和总结rpv关键工艺环节,研究改进方案,提升产品质量与制造效率。介绍了ap1000,m310等核电机组rpv大面积不锈钢堆焊、径向支承块焊接、j形坡口焊接、ω焊缝密封焊、接管-筒体对接焊等关键工序的制造经验,分析了工艺难点,提出了改进方案。

压水堆核电站反应堆压力容器材料概述 李承亮,张明乾 (深圳中广核工程设计有限公司上海分公司,上海200030) 摘要　　反应堆压力容器是核电站重要部件之一,综述了反应堆压力容器材料的发展历程、性能要求、在役辐照 脆化、制造现状等,指出a5082ⅲ钢具有优良的焊接性、较高的淬透性和抗中子辐照脆化性,并具有良好的低温冲击韧 性和较低的无延性转变温度等优点。分析了该钢的化学成分、制造工艺与性能之间的关系,对反应堆压力容器材料 国产化的实现与未来发展方向的指引有一定的参考作用。 关键词　　压水堆核电站　反应堆压力容器　材料　辐照脆化 overviewofreactorpressurevesselsteelinpwrnuclearpowerplants lichengliang,zhangmingqian (shangha

压水堆核电站反应堆压力容器是在高温、高压流体冲刷和腐蚀，以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行的，因此asme规范第ⅺ卷要求，反应堆压力容器应采用优质材料、严格制造工艺、完善的试验和检查技术，且在服役期间必须定期进行检查。

2016年3月20日，全球首座高温气冷堆示范工程压力容器在华能石岛湾核电厂吊装成功。这标志着我国在高温气冷堆示范工程建设和核电装备制造两方面均取得重大突破．

3月20日,全球首座高温气冷堆示范工程压力容器在华能石岛湾核电厂吊装成功,标志着我国在高温气冷堆示范工程建设和核电装备制造两方面均取得了重大突破。华能山东石岛湾核电厂规划建设一台200mw高温气冷堆核电机组,是我国拥有自主知识产

本文概括地说明了世界各国核电站的建造、运行和发展动态,详细叙述了反应堆压力容器的材料及工艺情况。

根据反应堆压力容器大型锻件的制造过程及制造中存在的典型质量问题,结合asme、astm标准以及相关制造技术文件要求,阐述了反应堆压力容器大型锻件制造关键工序要求、质量控制关键要点以及热处理工艺参数的优化。

3月20日，我国在高温气冷堆示范工程建设和核电装备制造两方面取得重大突破——全球首座第四代核电站山东石岛湾核电站首台反应堆压力容器吊装成功就位。

由中国第一重型机械集团公司为我国首台完全自主开发、制造的红沿河核电站1号机组承制的核反应堆压力容器，顺利通过竣工验收。经检测．该设备的各项技术指标全部满足要求．标志着我国百万千瓦级核岛主设备的制造完全实现国产化。

介绍了秦山核电二期工程反应堆压力容器顶盖吊具的自主化设计情况,包括结构设计、力学分析和制造安装等。着重介绍了该设备的4项设计特点:堆顶整体吊装性、结构可调性、结构可拆卸性、同时具有吊装性和支承性。

某核电站反应堆压力容器法兰螺栓在工程调试期间出现了螺栓咬死问题,经现场处理后发现螺孔螺纹出现了损伤,针对出现的问题,对螺栓咬死的原因进行了分析,明确了螺栓咬死的根本原因。针对存在的问题,现场分别采取手动拆卸,切削钻取等方法将卡涩的螺栓取出,并对螺孔螺纹进行了处理,有效解决了现场设备问题。

介绍了秦山核电二期工程反应堆压力容器(rpv)的设计思想和背景;说明了rpv产品的基本特征;按照nrc-rg1.99(rev2)规定给出了快中子(e>1mev)辐照损伤计算结果;并对rpv的使用寿命进行了计算,结果表明,在堆芯核设计和燃料管理不作任何优化时,其预计寿命依然能够达到60年。

反应堆压力容器的设计、制造、安装和试验应与其安全功能相适应;采用公认法规和标准时,应对其进行评价,保证满足反应堆压力容器的安全功能。在设计、制造、安装和试验中,必须使异常泄漏、裂纹快速扩展及破坏的概率降低到最小。在初步设计阶段完成了强度设计后,进行了扩大设计状态的一次应力分析评定,结果均满足rcc-m-b册设计工况的各项应力准则。

根据总体设计要求和设计输入要求,进行了秦山核电二期工程反应堆压力容器支承的结构设计和力学设计。介绍了该反应堆压力容器支承结构的材料及性能指标。通过分析计算表明,该设计满足总体设计的要求。

依托项目三门、海阳ap1000核电站反应堆压力容器的成功安装,不仅为后续ap1000反应堆压力容器安装提供了技术支持,也为后续cap1400等堆型核电站建造施工中的类似工作和相关施工提供了技术参考.通过对反应堆压力容器安装关键点的分析和研究,说明压力容器就位时的精准调整和垫板的精确加工是安装成功的关键.

600mw反应堆压力容器的焊接 作者：张茂龙，曹勇辉 作者单位：上海锅炉厂有限公司核电化工设备公司 相似文献(3条) 1.期刊论文吴通.张茂龙.陆皓600mw反应堆压力容器径向支承块特厚件镍基合金焊接-锅炉技术2003,34(5) 600mw反应堆压力容器(rpv-600)的径向支承块的焊接存在较多的困难因素:属于异种金属焊接接头;焊接材料可焊性差;焊缝位置较深等.在多次试验、讨论后,提出了一套合理的完整的焊接规范,使焊接质量达到了规定的技术要求.重点对镍基合金的焊接性、打磨工艺等其它辅助工艺措施作了重点的研究. 2.期刊论文李华纲.杨进600mw反应堆压力容器精度检测-锅炉技术2004,35(2) 压力容器制造精度采用坐标测量系统检测是新型检测技术.介绍压力容器上实体元素的测量,测量坐标系的建立与转换,以设计基准评定制造精度. 3.学

由一重集团承担制造的核反应堆压力容器是用于巳基斯坦恰希玛核电工程(简称pc工程)300mw核电站的心脏设备。它主要用于装载反应堆堆芯(热源)、堆内构件和密封高温、高压的一回路冷却剂。反应堆压力容器属核安全一级设备。按asme规范第ⅲ卷nb分册的规定进行设计、制造和检验,保证容器在使用寿期内在各种运行工况和试验条件下均能保持可靠的结构完整性。自1992年6月与上海核器材公司签订合同之后,一重集团公司经过4年努力,终于成功制造出了我国第一台核电站反应堆压力容器。该容器的验收会于1996年7月在一重集团公司举行,验收委员会主任、中核总顾问赵宏代表由中科院院士欧阳予、工程院院士周永茂等专家组成的验收小组问一重集团公司颁发了部级验收证书。现就该容器的制造工艺做一简要介绍。1设计

重水堆核电站核反应堆筒体滑模工程特点，施工方法及保证筒体圆整度、滑模水平度和垂直度控制、滑升速度控制和纠扭等关键施工技术措施。

工程技术engineering&technology 252军民两用技术与产品2016·11（下） 核电站是一种大型的发电系统，利用可裂变或可融合的重金属 原料的燃烧，在一定的条件下产生核分裂或核融合的反应，从而释 放出大量的电能。它大致可以分为三个部分：一是生产蒸汽的核岛（又 称反应堆系统），它利用的是原子核裂变的一系列反应产生蒸汽；二 是可以发电的蒸汽动力系统，俗称常规岛，它的原理是利用核岛产 生蒸汽进行发电，从而产生电能；三是电厂配套设施，将常规岛产 生的电能经过冷却剂处理转化，最终由发电机进行发电。目前，全 世界已经有近五百座大型核电站，而核泄露的事件也时有发生，给 人民的健康安全和国家的经济财产都带来了无可估量的损失。所以， 了解核反应堆的种类，运行原理及建设结构，可以从根本上完善核 电站的安全系统，预防核泄露事件的发生 [1

分析岭澳核电站二期反应堆核测量各相关系统的主要特点,阐述核仪表系统(rpn)、堆芯中子注量率测量系统(ric)、冷却剂丧失事故(loca)监测系统(lss)与数字化仪表控制系统(dcs)的功能划分和接口设计方案。岭澳核电站二期设计方案针对rpn、ric、lss不同的功能需求和特点,有效地利用数字化仪表控制平台的优势,灵活采用3种与dcs的功能分配和接口划分方案,更好地实现了故障诊断和逻辑功能处理。

epr堆型采用的三代核电技术在我国是首次引进,其单机容量为175万千瓦,为目前世界上单机容量最大的核电机组.台山核电站反应堆厂房是核岛工程最为重要的厂房,其主体结构由预应力廊道、筏基、钢衬里筒体、内外安全壳筒体、厂房内部主体结构等部分组成,结构复杂且各部分之间的关联性也非常大,因此对各施工阶段分析的重要性也是不言而喻的.文章分别从三个不同的施工阶段来分析了各阶段的主要施工内容以及需关注的重点.希望能够为后续相似核电堆型在建造过程中提供有益的参考.