AP1000与CPR1000核电蒸发器吊装技术对比分析

AP1000是二环路的百万千瓦级压水堆三代核电堆型,采用非能动安全设施。与传统的三环路CPR1000压水堆核电技术相比,蒸汽发生器本体特征和核岛内的就位要求均有较大的改进性变化。根据AP1000及CPR1000蒸汽发生器SG自身吊装特点,并在实践的基础上,对两种堆型核电机组的蒸发器吊装技术进行对比、分析、总结,为后续中国核电蒸发器设计、施工提供经验。     

世界首台API000机组进入关键设备安装阶段

近日,我国第三代核电自主化依托项目三门核电现场传来喜讯。我国第三代核电自主化依托项目、世界首台APl000核电机组——三门核电工程一号机组反应堆压力容器吊装成功,吊装历时1小时52分。     

EPR 蒸汽发生器制造技术

根据欧洲第三代先进压水堆型（ EPR）核电蒸汽发生器的制造过程中积累的经验,并结合其他压水堆型核电蒸汽发生器的制造经验,介绍了EPR蒸汽发生器的结构特点,并分别对制造过程中的一些关键制造技术,如管板一次侧面堆焊、管板深孔钻、内套筒的装配和水室封头的制造等进行详细阐述,为后续压水堆型核电蒸汽发生器的制造提供经验参考。     

CAP1400蒸汽发生器关键制造技术

根据第三代非能动压水堆(CAP1400)水堆核电蒸汽发生器制造过程中积累的经验并结合其他压水堆型核电蒸汽发生器的制造经验,介绍了CAP1400蒸汽发生器的结构特点,并分别对制造过程中的一些关键制造技术,如管板一次侧镍基堆焊、管板深孔钻、内套筒的装配、管束穿管、液压胀管和水室封头焊接等进行详细的阐述,为后续压水堆型核电蒸汽发生器的制造提供经验参考。     

蒸汽发生器穿管及抗震条的装配和检测

介绍了欧洲第三代先进压水堆型(EPR)核电蒸汽发生器穿管及抗震条的装配和检测方法,对比了以往工艺方案的优缺点,对逐层穿管和安装抗震条的方法,通过工艺装备保证U形管和抗震条的间隙,以及抗震条的定位和测量等进行了详细的阐述,为后续ACP1000等压水堆型核电蒸汽发生器的制造和质量控制提供经验参考。     

AP1000反应堆冷却剂系统主要设备安装技术

从反应堆冷却剂系统的组成和功能出发,分析了其主要设备的安装形式和技术要求。结合非能动先进压水堆反应堆（AP1000）冷却剂系统自身的特点,并在海阳核电站实践的基础上,阐述了反应堆压力容器、反应堆冷却剂主管道、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、稳压器、波动管的施工流程,为后续核电站核蒸汽供应系统大型主设备的现场安装提供一定的技术参考。     

1000MW核电蒸汽发生器管子管板焊接

管子管板焊接是核电站一回路主设备蒸汽发生器制造过程中的关键工序,管子管板焊接质量直接影响着蒸汽发生器的使用寿命和制造进度。分别对二代改进型压水堆和三代压水堆1000MW蒸汽发生器管子管板焊接工艺进行介绍,比较了RCC-M规范和ASME规范对管子管板焊接要求的异同,针对焊接过程中出现的问题,分析了缺陷产生的根本原因,对焊接参数重新进行优化,同时加强了焊接过程控制,得到了质量稳定、焊缝形状和尺寸均满足设计要求的焊接接头。     

AP1000蒸汽发生器支承用关节轴承的安装

介绍第3代核电AP1000蒸汽发生器支承用自润滑关节轴承的安装部位、结构特点和功能,重点叙述了首台AP1000蒸汽发生器支承用关节轴承的安装难点,以及采取的相应措施和安装要点。     

AP1000蒸汽发生器安装支撑装置机电一体化

随着机电一体化近年的迅速发展,尤其是微机电(Micro Electrical Mechanical System简称MEMS)的研究不断取得成果,为重大型装备安装定位系统提供了借鉴的基础和理论依据。文中研究的蒸汽发生器安装支撑装置能根据现场安装的需要使蒸汽发生器在X、Y、Z三个方向微位移、绕中心轴线旋转和垂直度的调整;确保蒸汽发生器的3个管嘴与其对应的主管道对中,以及完成蒸汽发生器与永久支撑的安装工作。文章主要针对AP1000蒸汽发生器安装支撑装置机械结构设计和高精度控制系统设计,以及支撑装置如何实现AP1000蒸汽发生器高精度安装要求。     

百万千瓦级压水堆核电站核岛主设备蒸汽发生器焊接技术

介绍了百万千瓦级压水堆蒸汽发生器的结构和主要特征,简述了RCC—M规范（2000版＋2002补遗）的特点,详细介绍了蒸汽发生器的主体材料、焊接材料、制造中的主要焊接技术以及产品焊缝见证件的设置。     

核电堆内构件大锻件特点及国内研制现状

介绍了1000MW压水堆核电堆内构件大锻件、AP1000项目堆内构件大锻件和高温气冷堆堆内构件的有关功能以及如何实现核电堆内构件大锻件国产化。     

AP1000反应堆冷却剂泵“3s供电”问题分析

针对AP1000核电技术中反应堆冷却剂泵因所采用的屏蔽泵转动惯量小、泵的惰走时间短,在汽轮机跳机后,如何保持反应堆冷却剂泵电机3s供电时间的问题,结合AP1000核电厂系统固有特点,分析了“孤岛运行”、“机组满功率运行”、“机组满功率运行＋ 500 kV外电网失去”、“机组满功率运行＋外电网失去”4种极限工况特点.根据电网稳定性和堆芯偏离核态沸腾仿真结果,分析了汽轮机跳机后的电气系统响应和反应堆冷却剂系统响应.研究结果表明,在汽轮机跳机后系统能满足反应堆冷却剂泵3s供电时间要求,以增加冷却剂强迫循环时间,实现安全停堆.     

核电设备中的镍基合金带极电渣堆焊

以Inconel 690镍基合金堆焊为例,简述了堆焊工艺评定、模拟件试验和产品应用,结果表明：带极电渣堆焊可用于压水堆核电站核岛主设备蒸汽发生器管板大面积镍基合金堆焊。     

立式水润滑可倾瓦轴承-转子试验台设计*

第三代压水堆核电站中广泛采用的立式水润滑轴承技术是制约我国核电发展的关键点之一,因此建立立式轴承试验台进行相关试验有重要的工程价值。提出一种包含加载激励约束系统、供水密封系统、测量系统的立式水润滑可倾瓦轴承试验台设计方案;通过比较卧式轴承试验台和立式轴承试验台在加载时对于轴承约束的不同,给出适合立式轴承试验台的浮动轴承约束机构方案;按照相似准则对AP1000核主泵立式水润滑可倾瓦轴承进行缩比设计,在满足Summerfeld数、宽径比和间隙比要求的条件下,设计出适合试验研究的轴承试件。试验结果显示：研制的立式四瓦可倾瓦水润滑轴承试验台,能够实现试验轴承在不同转速和加载、激励工况下瓦面温度、供水压力、静载荷、水膜脉动压力、转轴涡动等的测量,运转状态稳定,可以满足立式水润滑可倾瓦轴承动静特性的研究要求。     

AP1000核电站核仪表系统信号侧设计改进

AP1000堆型作为典型的第三代核电站,在堆外核测系统的信号侧设计上相比国内典型二代堆M310堆型的设计做了较大改进.本文将针对AP1000核电站核仪表系统（NIS）从探测器到前置放大器之间的部分,分为源量程、中间量程和功率量程具体介绍相对于M310堆型在探测器本体、信号放大器等方面所做的改进,以及这些改进对探测器灵敏度及信号强度的增强原理及效果,并提出对这些改进在机组安装、调试、运行和大修期间对维修策略造成的影响和应对对策.     

蒸汽发生器管子管板液压胀保压时间数值模拟

第三代AP1000核岛主设备蒸汽发生器管子直径更小、管板厚度更厚、管子排列更密集、管子管板全长度液压胀管难度更大。采用ANSYS软件模拟蒸汽发生器管子与管板液压胀管的方法,着重用瞬态分析方法研究胀管压力和保压时间对接触压应力的影响,从而确定使接触压应力最大的平衡点。     

超声波技术在核电厂给水流量测量中的应用

为了解决差压式流量计在主给水流量测量中存在的问题,将超声波技术应用到主给水流量测量中。开展了主给水流量精度对于核电厂反应堆热功率计算及其不确定度影响的分析,总结了国内外核电厂通过提高主给水流量测量精度的方式进行核电厂小幅度功率提升的研究成果和实践经验。分析了国内在建的AP1000核电厂中,通过采用超声波流量计进行主给水流量测量以及进行小幅度功率提升项目的意义、可行性、需要开展的工作以及实施该项目潜在的收益和风险。研究结果表明,基于超声波技术完成主给水流量测量,可以实现AP1000核电厂的小幅度功率提升,同时可以使核电厂更加安全、稳定和有效地运行。     

停车密封在大亚湾核电站反应堆冷却剂泵的应用可行性探讨

介绍了大亚湾900MW压水堆核电站反应堆冷却剂泵的机械密封结构,针对福岛事故后,为了提高反应堆冷却剂泵的应对事故能力,重点介绍了目前国外应用比较广泛的两种停车密封结构形式,以及探讨其在国内核电站主泵应用的可行性.     

压水堆控制棒驱动机构结构设计与制造

结合AP1000控制棒驱动机构,描述了压水堆控制棒驱动机构常用结构形式,并介绍其结构组成、功能以及关键部件的结构应力和热分析的内容和方法。另外,还指出了AP1000控制棒驱动机构的制造难点。