核电厂屏蔽主泵Canopy密封环钻孔疏流装置设计与研究

针对国和一号（CAP1400）、非能动先进压水堆（AP1000）核电机组屏蔽主泵拆装过程中残余放射性冷却剂如何导出的问题,研制了Canopy密封环钻孔疏流装置,并在试验台上进行了钻孔疏流试验。试验结果表明,Canopy密封环钻孔疏流装置密封效果达到了预期效果,未出现冷却剂外泄;刀具及切削参数选取合适,碎屑为细小碎片状,可随冷却剂一起导出;整套系统结构紧凑,工艺控制简单,能够实现远程控制的功能需求。      

AP1000主泵泵壳与蒸汽发生器装焊变形控制工艺研究

三代核电机组AP1000主冷却剂泵(RCP)泵壳与蒸汽发生器(SG)焊接接头为重要承压边界焊缝之一;焊后泵壳管嘴位置公差直接影响主泵内部构件和现场主管道装配。本文结合国内首台设备制造实例,针对此焊缝焊接变形大,易出现不符合项情况,提出一些防止焊接变形过大而导致泵壳位置超差的控制措施,如装配对中、坡口设计、焊接过程控制等。检测数据表明:按本文给出的工艺组焊的4个泵壳,其排出管嘴角度、主法兰面与SG基准A的俯仰角、轴向收缩控制均满足设计要求。     

AP1000核电厂主泵法兰螺栓在役检查系统开发

AP1000核电厂反应堆主泵法兰螺栓是在役检查重要监督项目之一,目前国内尚无针对该部件的在役检查系统及应用案例。本文结合AP1000主泵法兰螺栓结构特点、现场高剂量环境及复杂检查条件分析,设计开发了一套从螺栓中心孔内壁实施超声检测、适用于在役检查要求的主泵法兰螺栓在役超声检查系统。主泵模拟体上的调试试验结果表明,该系统可实现周向运行、垂直方向避障、专用超声探头与螺栓孔精确对中调节等功能,进而实现对主泵法兰螺栓的超声扫查。工程应用结果证明本系统满足AP1000核电厂主泵法兰螺栓在役检查现场要求,具有较高的可靠性和良好的适用性。      

AP1000蒸汽发生器与主泵泵壳焊接接头无损检测问题分析

针对AP1000蒸汽发生器(SG)与主泵泵壳连接焊缝在工厂进行超声波检测(UT)时发现超标缺陷显示的问题,通过比较不同版本的UT规程的检测方法和验收标准,详细分析ASME第Ⅲ卷和第Ⅺ卷的检测灵敏度的差异,分析表明:混用ASME第Ⅺ卷役前检查的UT方法和ASME第Ⅲ卷制造阶段的验收标准是导致缺陷显示超标的直接原因。同时,通过增设UT试块的标定孔来设置检测灵敏度,并采用几个不同角度的UT探头进行复查,发现原先的操作人员误判了UT显示的缺陷性质,最终证明该焊缝满足ASME第Ⅲ卷的验收标准要求。     

AP1000反应堆主泵屏蔽套制造工艺浅析

简要地从材料、成形、焊接、热处理几个方面对我国引进的第三代核电站AP1000反应堆主泵屏蔽套的制造工艺进行了浅析,阐明了在屏蔽套制造过程中应该注意的问题,对于实现我国反应堆主泵的国产化具有一定的积极意义。     

AP1000反应堆冷却剂泵

1反应堆冷却剂泵 AP1000反应堆的冷却剂泵（以下简称主泵）是单级、全密封、高惯量离心式屏蔽泵，用来输送高压、高温、大流量的反应堆冷却剂。图1为主泵结构图。表1给出了主泵的设计参数。     

AP1000核电厂反应堆冷却剂泵的供电与控制设计

AP1000核电厂反应堆冷却剂泵采用屏蔽泵,其电机受自身设计参数以及运行工况的限制,需要采用变频调速来满足其运行和技术要求。针对这一特点,对冷却剂泵的供电方式、中压变频技术以及控制逻辑进行研究,以期能全面掌握AP1000核电技术,并将这些技术应用到三代电厂的自主设计中。     

AP1000主泵下部C型密封环切割技术研究

三门核电厂采用美国三代核电技术AP1000,其1号、2号机组的大型屏蔽式主泵用于一回路冷却剂循环。在大修解体主泵时,需要开发专用切割方案与装置,以完成下部C型密封环切割。根据其主泵结构特点,确定切割方案的功能需求,并完成切割装置设计与开发;通过有限元分析,对装置的结构强度以及冷却效果进行验证与优化,保证切割精度以及使用寿命。所述切割方案与装置,适用于狭窄幽深空间,可实现定距切割,效率高、精度可靠、异物可控,且不产生空气辐射污染。该方案与装置可推广应用到同类型屏蔽式核电主泵检修工作中,并且具有一定的工业推广价值。      

潜在通路分析技术在AP1000核电厂主回路设计中的应用

潜在通路分析是一种常用于提高电路设计可靠性的方法。给予功能延伸,将潜在通路分析(S C A)技术引入AP1000核电厂主回路系统的设计分析。通过建立和主回路工艺特性相适应的模型,并采用人工路径搜索技术,判明标准设计中存在潜通路,再通过分析提出了工程上较为可行的方案,算例表明该方案可明显降低潜通路的影响。     

AP1000主泵第三次中间试验成功

<正>【本刊2010年6月综合报道】美国科蒂斯怀特公司(Curtiss-Wright)和西屋电气公司(Westinghouse)近日成功完成AP1000反应堆主泵的第三次中间试验。     

AP1000核电站主泵的电气系统分析

AP1000核电站在提高安全系数的基础上,充分利用大量的非能动技术,取消了应急柴油发电机等核级能动设备,减少了操作员的干预动作,降低了人因因素的影响。使用尽可能少的系统和设备,使得布置简化;采用了维修周期更长甚至免检修的先进设备,减少系统及设备之间的接口,提高了核电厂自身应对各种严重事故或自然灾害的安全响应能力。其中主泵系统由于它的重要性和特殊性,也是技术引进的重点项目;文章通过对主泵的作用和电气系统原理分析,阐述了电气设备的配置及特殊结构。     

AP1000核电厂凝汽器与低压缸接缸焊接工艺及变形控制

凝汽器与低压缸接缸焊接是AP1000核电厂常规岛汽轮发电机组安装的重要工序之一.海阳核电项目凝汽器与低压缸具有体积大、连接焊缝长、焊接填充量大、气缸前后未设计支撑而易变形、相对间隙过大等特点.文章针对可能出现的变形情况进行分析,并提出了解决方案.采用Ar＋CO2混合气体MAG焊工艺,同步实施多层多道对称分段跳跃退焊法,并采取了全程变形监督控制等方案,提高了焊接效率,有效控制了焊接变形,减少了因焊接变形对缸体产生的影响.