核电厂主管道窄间隙自动焊技术的应用

压水堆核电站主回路主管道是超低碳奥氏体不锈钢大厚壁管道,在高温、高辐射的环境下服役,对焊接质量要求极高。因此核电站主回路主管道的焊接施工是核电站建设过程的关键控制项目。本文根据核电站主管道自动焊现场实际情况,详细介绍主管道窄间隙自动焊现场安装过程中施工工序、质量控制措施、技术要点等方面内容。为核电站主管道窄间隙自动焊施工提供借鉴。     

CPR1000核岛安装主管道自动焊精确组对技术

主管道的精确组对是主管道自动焊技术成功实施的前提。立足于各个主设备及主管道的几何特征,提出针对性的竣工尺寸测量方案,据此计算出主管道坡口加工数据,以期消化主设备的制造误差;然后通过制定坡口加工方案保证坡口加工精度,从而最终保证主管道安装精确组对。     

核电厂主管道自动焊焊前组对的工程分析与研究

介绍了核电厂主管道自动焊组对的重要性和存在的组对风险,以主回路焊前组对情形为研究对象,提出尺寸链封闭算法,并根据工程实际设定了初始值、约束条件和优化目标值,实现了主回路焊接组对情况的预判功能,同时进行了设计验证与工程验证,验证结果与工程实际相符。      

压水堆核电厂主管道窄间隙自动焊焊丝研究

根据窄间隙自动焊工艺及主管道母材特点,在ER316L焊材基础上研究与主管道自动焊技术相匹配的专用焊材。通过模拟焊接试验和热裂纹试验验证了自动焊焊材的稳定性、可焊性,并对其焊缝疲劳寿命进行试验。研究结果证明新开发的自动焊焊材与主管道窄间隙自动焊工艺相匹配,焊缝接头综合性能良好。     

基于主管道自动焊项目的团队协同创新管理

主管道的焊接质量直接影响核电厂的安全运行。主管道自动焊技术为国内首创,是一项复杂系统工程,涉及设计、制造、材料和现场实施等多个环节。中广核工程有限公司联合国内核电设计、制造和建设单位等组成研发团队,依据核电工程建设本身的特点,运用团队协同创新管理模式,通过项目统筹、资源整合、搭建政产学研用协同创新平台,最终实现了主管道自动焊项目的成功研发,并被广泛应用到核电建设之中,创造了可观的经济效益。     

“华龙一号”示范工程主管道窄间隙自动焊焊接缺陷分析

“华龙一号”示范工程主管道窄间隙自动焊焊接期间,有4道焊口出现了焊接缺陷,缺陷类型包括气孔和未熔合。通过审查射线检测底片、查看现场环境、调阅焊接记录、访谈一线作业人员、邀请专家评审等方法,对缺陷的性质及产生原因进行了深入分析,制定了相应的返修处理措施,同时总结了主管道焊接管理上存在的不足,提出了管理改进,为后续“华龙一号”机组的主管道焊接提供了一定的参考和借鉴。     

恰希玛核电工程安全壳筒体钢衬里的埋弧自动焊焊接质量控制

介绍了巴基斯坦恰希玛核电工程(C-2)安全壳钢衬里筒体的基本状况,分析了埋弧自动焊产生终端裂纹的原因.防止埋弧自动焊产生终端裂纹,匹配主要工艺参数是消除焊缝宽度窄而余高大的基本控制方法,正确选择焊剂的颗粒度并合理回收使用焊剂是减小气孔及焊缝表面压气/凹坑缺陷的重要途径,通过二次切割可减小翘曲等波浪变形现象.     

压水堆核电站不锈钢主管道铸造

用电弧炉和ＡＯＤ双联冶炼核电站主管道Ｚ３ＣＮ２０－０９Ｍ,并根据Ｓｈａｅｆｆｌｅｒ图计算结果调整Ｚ３ＣＮ２０－０９Ｍ的铁素体含量。在离心铸管工艺中,用加大型筒壁厚,减小挡枝内孔直径,选大的重力加速度ｇ值,增加内孔加工余量等措施铸造出主管道样件,测试结果表明,主管道样件各项性能指标均满足ＲＣＧ－Ｍ的要求。     

核电站压力容器用A508CL3钢及其窄间隙埋弧焊焊缝的JR阻力曲线

材料的ＪＲ阻力曲线是核工程结构断裂过程的稳定性和失效评定的重要基础。本研究采用美国ＡＳＴＭＥ８１３标准和国家标准ＧＢ２０３８－８０测定了核电站压力容器用Ａ５０８ＣＬ３钢及其窄间隙埋弧焊焊缝的ＪＲ阻力曲线，并研究了试样尺寸对ＪＲ阻力曲线的影响。     

核电主设备接管分析法设计一次应力可靠性分析

分析法设计是核电主设备设计的主要方法之一。该方法将结构设计或评定中各输入参量进行偏于安全的假设,以安全-不安全定性反映主设备设计的结构完整性状态。本研究在确定性分析法设计的基础上,利用可靠性分析方法,综合考虑结构设计或评定中涉及的不确定性因素(如结构几何、材料中的输入不确定性等),建立各种失效模式下的极限状态函数,基于概率统计理论求得结构在给定条件下的失效概率或可靠度,并进行相关参数的敏感性分析。以失效概率的形式定量反映部件的结构完整性状态,研究方法对可靠性理论在ASME核电规范与标准的分析法设计中的应用具有积极意义。     

国内二代改进型核电机组应对双机组全厂断电事故的可行性分析

核电厂双机组共用问题是在日本福岛核事故后的重要经验反馈.而双机组同时发生全厂断电事故是国内二代改进型（M310）核电厂面临的重要共性问题之一.本文对M310型核电厂在发生全厂断电事故后的处理策略和用水压试验泵应对全厂断电事故的能力进行了分析,并对水压试验泵应对双机组同时发生全厂断电事故时存在的问题及可行的解决方案进行了讨论.     

核电厂丧失厂外电源事件下柴油发电机系统动态响应分析

将系统可靠性分析方法GO法与Markov法相结合,对核电厂概率安全分析(PSA)中厂外电源丧失(LOOP)后柴油发电机应急响应系统在24h内缓解全厂断电(SBO)事件中的动态过程进行分析,解决了维修相关存在下可修系统可靠性精确计算问题,并通过创建GO法“备用门”操作符真实地模拟应急响应系统工作的逻辑关系.通过将2种可靠性分析方法相结合使用的尝试,使之与柴油发电机应急响应系统存在维修相关的实际情况相适应,拓展了2种方法的分析领域,同时能够更为精确地得出SBO对系统安全运行的影响.     

以可靠性为中心的核电厂厂用水系统维修分析

通过对AP1000核电厂厂用水系统进行故障模式及影响分析(FMEA)以及逻辑决断分析(LTA),深入了解该系统工艺及相关设备的功能故障、故障模式和影响,进而建立优化的维修决策.与现行的维修策略相比,经由可靠性为中心的维修( RCM)优化所得的维修策略对显性故障更多的是选择状态监测/定期维护,而对隐蔽性故障则采用定期试验...     

核电厂中流固耦合现象数值模拟研究综述

流固耦合现象在核电厂中广泛存在，该现象引起的结构动力学问题对核电厂结构完整性和安全性有重要影响。目前，国内外对核电厂中流固耦合现象的研究给予越来越多的关注。本文介绍华北电力大学在该方面的一些研究进展，例如，快堆燃料组件抗震分析新的流体附加质量计算方法研究；蒸汽发生器换热管双管漩涡脱落的数值模拟；一个先进堆燃料组件平行板上流动引起的漩涡脱落数值模拟；由地震引起的自由表面对快堆主容器冲击现象的研究；移动粒子法求解液面晃动及晃动引起离散现象的研究等。     

核电厂辐射控制区不同进出模式运行成本分析

本文从核电厂控制区两种进出模式在防护用品的使用量、清洗防护用品的废液产生量以及固废产生量方面对日常运行期间和大修期间进行了运行成本分析。分析可知,采用清洁控制区模式控制区进出模式无论在日常运行期间还是大修期间,其运行成本均低于传统“七件套”模式。尤其是日常运行期间,清洁控制区模式的运行成本仅占“七件套”模式的约三分之一。     

二代改进型核电厂严重事故下一回路卸压时机敏感性研究

一回路卸压是核电厂缓解严重事故的必要手段,也是严重事故管理导则(SAMG)的重要内容,国内核电厂严重事故管理中对一回路卸压的要求并不相同,本文基于典型二代改进型核电厂SAMG演练的场景,使用一体化计算程序MAAP4,对一回路卸压时机进行敏感性分析,比较不同卸压时机对缓解严重事故效果的影响,所给出的结论可为相同类型核电厂制定严重事故管理策略时提供参考。