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。     

核电站堆内构件堆芯围筒制造技术分析与比较

堆芯围简(组合式或整体式)是堆内构件中的一个重要关键部件.AP1000堆芯围简(整体式)相对于CPR1000二代改进型堆芯围简(组合式),其组件采用全焊接形式,减少了大量的螺栓连接,从而降低核电站运行中堆芯震动、水流冲击造成螺栓松动、失效的风险.通过堆内构件堆芯围筒制造技术以及应用,可以满足非能动设计理念对其制造技术提出的要求.     

堆内构件W型板折弯及校正技术分析

W形板是AP1000堆内构件堆芯罩的重要零件之一,以折弯的形式冷加工而成,精度要求高,折弯及校正难度大。不锈钢板折弯技术以前是一种粗放型的加工方法,成型的尺寸公差、形位公差误差几毫米到几十毫米。文中介绍经大量试验验证后的有效折弯方案,制造出公差在1mm以内、完全满足AP1000设计要求的堆芯罩W型板。     

AP1000核级泵应用浅谈

<正>"AP1000堆型中使用的核级泵设备相对于其他堆型骤减,有关厂家已开始谋划转型,将产品线向其他方向延伸。"目前国内在建以及规划建设的核电站主要有法国M310堆型改进型(二代和二代加)和美国AP1000堆型(三代),其中M310改进堆型以目前辽宁红沿河厂址、福建宁德厂址、广东阳江厂址等批量建设的CPR1000堆型为典型代表,AP1000堆型则以浙江三门、山东海阳厂址上建设的中国示范堆工程为代表。其他还有已建设运营的浙江秦山三期CANDU重水堆,     

AP1000稳压器制造难点与案例分析

通过总结浙江三门核电站在建的全球首台AP1000核电机组稳压器制造过程中所遇到的主要制造难题,简要分析其制造要点,对制造中发生的质量案例进行总结和反馈,为后续AP1000核岛主设备的制造和监造提供借鉴和参考。     

三代核电建造阶段的设备防护

AP1000作为三代核电堆型在国内正在建造,AP1000核电站的模块化建造与开顶法施工特点,可以缩短建造周期。但开顶法施工的特殊性会使核岛内已就位的设备阶段性缺乏必要的防护场所,鉴于此,对如何采用合理的防护措施进行了探讨,以期降低设备受损害程度,保证设备使用寿命。     

AP1000设备闸门贯穿筒体与插板关键制造工艺研究

对AP1000核电机组设备闸门功能和结构进行了介绍。在AP1000设备闸门国内首次制造,尚缺乏可借鉴的制造经验的情况下,对关键部件贯穿筒体和插板制造工艺难点及质量风险进行技术分析,从贯穿筒体和插板的单件成型、焊接、组装、临时工装使用,过程检查,质量控制及监督等多方面制造环节进行研究,形成了一套行之有效的制造工艺方法,并应用于多个AP1000项目核电机组设备闸门的制造,使得设备闸门的结构和功能符合设计图样要求。通过试验和生产实践证明,采用该工艺方法达到了制造过程质量可控、制造技术可行的目的,为后续AP1000设备闸门的制造和质量控制提供了工程经验和依据。     

压水堆核电站堆内构件制造典型问题分析与监造措施

结合质量监督工程师全过程驻厂监督工作实践,对压水堆核电机组堆内构件的特点进行了对照剖析,对堆内构件在制造过程中产生的质量不符合项进行了统计分析,并针对几类典型质量问题产生的原因、处理过程及监督改进措施等进行了详细的分析和总结,以期对压水堆堆内构件制造关键工序及质量监督要点进行解析,为后续堆内构件的监造工作提供借鉴或参考。     

AP1000核电机组控制棒驱动机构制造质量处理

针对AP1000核电机组核岛设备控制棒驱动机构制造过程中发生的一系列质量案例,分析了顶盖贯穿件原材料问题;钩爪壳体组件内孔尺寸问题;钩爪壳体组件错焊问题,提出了防范措施,为后续AP1000机组及三代核电主设备国内制造及监造提供了借鉴和参考。     

一种提高AP1000核电厂堆顶结构抗震性能的方法

AP1000一体化堆顶组件仅通过螺栓结构与反应堆压力容器顶盖连接,在地震工况条件下一体化堆顶组件底部支撑法兰和螺栓承受了很大的支撑载荷。针对AP1000设计中存在的不足,文中提出了一种提高AP1000堆顶结构抗震性能的改进方法,并对该改进方法进行了定性分析。分析结果表明,所述的AP1000堆顶结构改进方法合理可行。     

CAP1400堆内构件流致振动试验件设计和测点布置研究

CAP1400反应堆堆内构件为原型堆内构件,根据RG1.20《预运行和初始启动试验期间堆内构件综合评估大纲》[1]的要求,有必要对堆内构件进行流致振动模拟试验,即进行CAP1400堆内构件流致振动模拟试验研究项目,以验证堆内构件的流致振动水平在可接受范围内。试验件的设计及测点布置应充分考虑试验数据的准确性、制造的工艺性及测点的可达性,在此基础上真实反映CAP1400堆内构件流致振动情况。     

AP 1000核电站主给水泵配置分析

核电站主给水系统是核电站二回路的重要系统,本文结合国内外多种不同堆型核电站的主给水泵配置方案,从设备投资、运行经济性及安全性等方面对AP 1000核电站主给水泵配置特点进行了详细分析,并针对AP 1000核电主给水泵配置的改进措施提出了建议。     

核岛大型设备和堆内构件的吊装

本文介绍了大亚湾核电站核岛大型设备和堆内构件的主要性能参数、运输与吊装方式。核岛主要设备的安装是由法国Framatome公司承包的,安装工作进行很顺利。文章对蒸汽发生器、反应堆压力壳、稳压器和堆内下构件的吊装方式作了较详细的叙述,并对所用吊具的受力情况进行了较详尽的验算。     

国核工程与陕柴重工联手AP100

陕西柴油机重工有限公司与国核工程有限公司目前签订AP1000自主化依托项目柴油发电机组供货合同。此次签署的AP1000自主化依托项目柴油发电机组是我国核电站项目建设关键设备制造实现本土化配套的重要单元，标志着陕柴重工已成为我国核电项目中关键设备制造本土化配套企业，对陕柴重工奠定未来国内核电主力堆市场具有重要的战略意义。     

AP1000物项分级在核电站环形起重机上的应用

以AP1000核电站安全分级为指引,结合AP1000核岛环形起重机功能要求,阐明了AP1000核岛环形起重机安全分级、抗震分级以及质保分级的划分原则,对后续核电站各类系统与厂房的起重机械设备的设计、采购、制造与国产化具有借鉴意义与指导价值。     

堆内构件外协制造质量控制的优化

通过搜集近几年某堆内构件制造厂对外协厂家的质保监查报告及2014～2016年外协制造产生的不符合项报告,得出堆内构件外协制造风险点主要集中在人员培训不足、文件和记录控制不到位、工艺过程控制不规范、物项标识和材料控制不严等方面。针对不同风险点分别提出质量控制优化方案。应用后收效显著。     

AP1000功率量程核测仪表冷却剂密度补偿算法研究

AP1000功率量程核测仪表基于堆芯外泄中子测量堆芯功率运行时的堆芯功率,堆外功率量程中子探测器由反应堆压力容器、堆内构件和下降段冷却剂进行屏蔽,在反应堆压力容器内外结构固定的情况下,功率量程探测器中子通量信号与下降段冷却剂密度相关,给测量结果带来偏差。给出一种密度补偿算法,对功率量程探测器中子通量信号因下降段冷却剂密度变化而引起的偏差进行补偿,以减少由其引起的测量误差。     

CAP1400堆内构件通过重大专项预验收

正6月24日,由一机床和东方武核承担的大型先进压水堆核电站重大专项课题"CAP1400堆内构件制造技术研究"通过国家电投重大专项办、国家核电技术公司专家委的预验收。CAP1400堆内构件制造技术研究课题历经27个月的科研攻关,先后攻克了CAP1400导向筒制造技术、CAP1400支承柱组件制造技术、堆内构件对中及检测技术,填补了国内相关领域的空白,提升了上海电气核电产业技术攻关水平。其     

三维激光跟踪仪在核电维修设备制造检验中的应用

堆内构件专用维修设备在核电厂在役维修中占有重要地位,其尺寸庞大、运行精度高,在制造检验中存在一定困难。通过三维激光跟踪仪的应用,解决了这些难题,也对其制造质量提供了检验依据。     

我国三家制造厂商已具备AP1000主管道制造能力

2010年5月24日,在国家核电技术公司（简称“国家核电”）组织召开的质量鉴定评审会上,评审组一致认为：吉林中意核管道制造有限公司研制的AP1000主管道热段模拟件满足技术规格书的要求,有能力承担AP1000核电站成套主管道设备的制造。此举,标志着我国已有三家制造厂商具备AP1000核电机组主管道制造能力。