AP1000蒸汽发生器锻件制造的难点

AP1000蒸汽发生器是核岛关键设备,其制造要求严格。文章简要介绍了蒸汽发生器主体结构和材料,重点介绍了管板、锥形筒体和水室封头锻件的制造难点,并通过三门核电站1号机组和海阳核电站1号机组蒸汽发生器锻件的制造实践,指出在制造过程中需要引起关注的地方,总结了一些制造过程中发生的问题,提出了AP1000蒸汽发生器锻件国产化过程中的建议性措施。     

ACP1000蒸汽发生器I-690TT合金U形传热管评定技术

为了固化核电厂蒸汽发生器传热管的全流程制造工艺和关键工艺参数,保证传热管批量化制造时质量的稳定性,提出了一整套评定技术方案。该技术方案可对核电厂I-690TT合金U形传热管的化学成分、机械性能、金相组织的均匀性及无损检测方法的有效性进行全面验证,并在ACP1000蒸汽发生器传热管国产化研制过程中成功应用。     

AP1000核岛主设备锻件性能提高对制造的影响

为了满足AP1000核电站设计寿命60年的需求,核岛设备蒸汽发生器锻件的强度和韧性要求比CPR1000核岛主设备都有所提高,加之尺寸增大,使得AP1000蒸汽发生器锻件的制造难度加大,对其变化认识不够,不仅锻件的产品质量不稳定,而且后序的焊接也可能出现质量问题,文章通过对比分析AP1000核电蒸汽发生器锻件与CPR1000锻件的变化,提出了采取措施的方向。     

AP1000核电厂蒸汽发生器管板堆焊冷裂纹问题分析

从母材焊接特性、H元素对裂纹的影响、焊接工艺及堆焊层残余应力等方面详细阐述AP1000蒸汽发生器管板堆焊过程中裂纹产生的原因,从锻件采购、焊接控制以及堆焊工艺等方面对AP1000管板堆焊工艺提出切实可行的改进方案.     

标准导读

正NB/T 20006.9-2013《压水堆核电厂用合金钢第9部分:蒸汽发生器水室封头用锰-镍-钼钢锻件》。本部分规定了压水堆核电厂蒸汽发生器水室封头用锰-镍-钼钢锻件的制造、试验、检验和验收的要求。本部分适用于压水堆核电厂蒸汽发生器水室封头用18MnNiMo合金钢锻件。定价:36.00元NB/T 20006.15—2013《压水堆核电厂用合金钢第15部分:承压边界用锰-镍-钼钢厚钢板》。本部分规定了压水堆核电厂承压边界用锰-镍-钼合金钢厚钢板的制造、试验、     

国内特别报道

<正>AP1000核岛蒸汽发生器管板锻件研制成功2009年12月22日,第三代核电AP1000自主化依托项目三门核电站2号机组蒸汽发生器管板锻     

浅谈蒸汽发生器的更换

蒸汽发生器的更换过程一般需要35-60天左右：电站在进行更换设计方案的论证和审查的同时,还应根据国家核安全相关管理法规．进行旧蒸汽发生器存放厂房的设计论证和安全评审工作。开始更换蒸汽发生器前应将所有工作准备就绪,使现场具备更换蒸汽发生器的条件。对于所采取的工艺手段应该进行方案的可行性论证。     

反应堆压力容器用大型低合金钢锻件评定技术

为固化核电反应堆压力容器(RPV)用大型低合金钢锻件的全流程制造工艺和关键工艺参数,基于RCC-M M140规范要求,提出一整套评定技术方案。该技术方案可对RPV低合金钢锻件化学成分、机械性能、金相组织的均匀性进行全面验证,已在RPV用低合金钢锻件制造过程中成功应用。     

核电厂卧式蒸汽发生器热工性能的计算和分析

文章基于卧式蒸汽发生器的工作原理及内部结构特点,建立了卧式蒸汽发生器数学物理模型,开发了针对卧式蒸汽发生器的热工水力程序。基于在役核电站卧式蒸汽发生器的设计参数,对程序进行了校核。该程序可以用来研究卧式蒸汽发生器内主要热工参数的分布情况,为卧式蒸汽发生器设计、安全分析提供指导;也可以根据在役核电站的历史运行数据对蒸汽发生器现阶段热性能进行分析评定,对蒸汽发生器一段时间内的热性能进行预测,为蒸汽发生器的运行、检修以及更换提供依据。     

蒸汽发生器传热管泵致脉动分析

主泵是核电厂主回路的核心设备之一,它产生的压力脉动会导致回路设备部件的振动,是设备发生疲劳失效的主要原因之一。对于AP1000核电厂,主泵和蒸汽发生器特殊的布置方式增加了泵致脉动对蒸汽发生器的影响。针对AP1000蒸汽发生器传热管泵致脉动分析建立了简化模型,计算结果可用于蒸汽发生器传热管的疲劳分析评定。     

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究,证明了AP1000核电站在SGTR事故下,不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件,如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明,即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下,AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢,且存在一定的裕量。     

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究,证明了AP1000核电站在SGTR事故下,不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件,如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明,即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下,AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢,且存在一定的裕量。     

核电厂蒸汽发生器传热管氦气检漏系统研究

本研究介绍了某核电厂蒸汽发生器传热管在役氦气检漏系统的原理及系统组成,并模拟了某核电厂蒸汽发生器在役大修期间传热管检漏试验。试验结果表明,最佳参数可设置为:蒸汽发生器二次侧氦气浓度份额为30%;抽气速率为 20 L/min;蒸汽发生器二次侧压力为0.6 MPa;系统漏点定位误差在0.5 m以内。本文研究的蒸汽发生器传热管在役氦气检漏系统可为国内核电厂安全、稳定地运行提供可靠的技术保障。      

核动力设备耦合优化设计研究

核动力设备重量是评价核动力装置性能的标准之一。蒸汽发生器与稳压器是反应堆一回路中的重要设备,在保证实现其各自功能的前提下,降低这2个设备的重量能提高整个核动力装置的性能。本工作基于秦山核电厂相关设备资料,自主开发了对蒸汽发生器和稳压器进行重量优化设计的计算程序,采用粒子群 模拟退火方法开展多参数优化设计。结果表明,通过参数的重新组合优化,2个设备重量之和减少了18.61%,优化效果显著,相关结果可作为工程设计参考。     

核电站蒸汽发生器泄漏监测——氮-16辐射监测仪概述

蒸汽发生器是压水堆核电站核蒸汽供应系统的主要设备之一,对蒸汽发生器传热管进行泄漏监测关系到核电站的安全和经济运行。介绍了用于蒸汽发生器泄漏监测的氮-16辐射监测仪的概况、工作原理、系统组成等。     

核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值研究北大核心CSCD

合理确定蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值,并据此制定核电厂运行策略,对核电厂的安全及稳定运行意义重大。本文根据泄漏率数值使用目的,将泄漏率分为用于辐射防护设计的泄漏率取值、用于核电厂运行控制的泄漏率控制值、用于保证蒸汽发生器传热管完整性的泄漏率保护阈值三大类,并探讨了各类取值的确定依据。完成了对国内外核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值情况的调研分析,结合研究情况,提出了我国核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值及控制的建议。     

运行条件对蒸汽发生器热工参数影响的仿真研究

以减轻蒸汽发生器破管事故及考察核电站电力升级为目的,参考大亚湾核电站蒸汽发生器的运行参数,基于分布参数法建立了核动力蒸汽发生器一维数学模型,开发了基于MATLAB的动态仿真程序,进行了改变运行条件时蒸汽发生器热工参数仿真计算。计算结果表明:与满负荷正常运行条件相比,在降低二回路运行温度或增加二回路流量时,二回路预热段变短,出口焓大幅升高;质量含汽率在降低温度时提高54%,增加流量时提高28%;一、二回路及管壁整体温度降低;一回路和内壁温降增大。该计算结果揭示了蒸汽发生器的内在传热规律,可为缓解U形管恶化及提升电力的相关操作提供一定理论依据。     

百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器汽水分离装置热态验证试验

对百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器汽水分离装置水-空气冷态试验确定的最佳结构进行了实际核电厂运行参数条件下的水-蒸汽热态验证试验,与国外先进结构汽水分离装置试验体在热态试验条件下的性能进行了对比.结果表明,在正常运行条件下,研制的汽水分离装置试验体出口蒸汽湿度(上携带)为0.0021%,远小于百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器设计规定的0.1%的湿度指标,其在恶劣工作条件下的汽水分离性能仍满足设计要求,并优于国外先进结构汽水分离装置试验体.