AP1000核电站模块组装的质量控制探讨

第三代核电AP1000技术的先进性主是非能动设计,模块化设计和建造是其另一先进性的体现,但在大规模采用模块化时,也改变了施工的难度,对质量控制流程和关键环节质量控制提出了新求。如何保证模块预制、现场组装和吊装质量是参建各方均高度重视的重点。本文就AP1000模块化建造中的模块组装质量控制进行分析和探讨。     

AP1000核电结构模块墙体变形控制措施

CA结构模块由于设计尺寸较大,焊缝长度较长,结构为双层钢板空心结构,又因在子模块的制作到现场拼装等工序中需要经过多次运输、吊装等,因此保证CA结构模块在整个拼装过程中的防变形工作显得尤为重要。本文结合海阳一期工程经验对CA结构模块墙体变形控制措施进行分析,以对后续施工过程中的防变形工作起到一定的指导作用。     

AP1000机械模块管道保温及施工问题的讨论

机械模块是AP1000核电站的重要组成部分,可预制成一个单元并便于作为整体放置在核电站区域中。机械模块管道保温及现场施工遇到的问题,可以为后续设计及施工提供参考及经验。     

AP1000结构模块涂层失效与防护分析

AP1000核电站结构模块采用了自打底高固态环氧漆进行防腐,该涂料属于室内装饰性涂料,耐候性较差。由于核电站建设周期较长,采用的"开顶法"施工对涂层造成了严重破坏。本文通过核电站现场建设过程中结构模块涂层破损和失效的危险源进行了分析,并给出了合理的涂层保护方案,为AP1000核电站结构模块成品涂层的防护提供了指导和实践应用。     

AP1000核电结构模块CA01立式拼装分析报告

对于依托化结构模块的拼装工作已经基本完成,并已经取得了一定拼装经验,在依托化的基础上,分析国产化特点并结合CA20在厂房内立式拼装的独特工艺的经验反馈。使国产化结构模块的拼装工作在保证质量的前提下更有效、安全地完成。     

AP1000机械模块工艺系统冲洗

本文阐述了机械模块工艺系统冲洗产生原因,处理原则及方法,介绍机械模块工艺系统冲洗的特点及难点,分析和总结经验,并提出了建设性的意见。     

AP1000机械模块工艺系统冲洗

本文阐述了机械模块工艺系统冲洗产生原因,处理原则及方法,介绍机械模块工艺系统冲洗的特点及难点,分析和总结经验,并提出了建设性的意见。     

中美AP1000钢制安全壳底封头制造与组装工艺对比分析

钢制安全壳是AP1000核电站的特有设备,既是反应堆厂房的内层屏蔽结构,防止放射性物质向外扩散的屏障,也是整个非能动安全壳冷却系统的重要组成部分。封头的制造和组装工艺是钢制安全壳制造和组装的关键工艺。通过对我国和美国AP1000项目钢制安全壳底封头制造安装情况进行对比,从封头结构设计、制造、组装、焊接、运输和吊装等方面分析各自的优缺点,以便为我国后续项目中的钢制安全壳底封头的制造和组装提供经验。     

AP1000核电厂CA20模块组安装及尾项处理浅谈

AP1000核电站CA20N块位于核岛辅助厂房中,主要用于乏燃料贮存、传输、热交换以及废物收集等,模块整体呈长方体型,就位时模块总重约为800t。CA20模块就位作为核岛建设中一个重要的进度里程碑,组装困难,吊装就位验收要求较高,就位后尾项处理繁琐。     

AP1000核电项目反应堆厂房主设备安装控制网测量方法介绍

文章结合某AP1000核电项目反应堆厂房主设备安装控制网的工程实践,阐述了控制网测量的具体方法及精度保证措施。其结果表明:利用本方法测得的点位平面精度、高程精度都优于1mm,满足主设备精密安装的要求,为今后同类项目的实施提供了一定的借鉴。     

AP1000非能动安全理论及其工艺流程简述

我国第三代核电自主化依托项目浙江三门核电站2号机组主体工程全面开工,标志着我国开始引进目前世界上安全性最好、技术最先进的核电技术AP1000,那么什么是AP1000 AP1000是一种先进的"非能动型压水堆核电技术"。     

核电站施工工艺及质量控制

核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站的关键设备,链式裂变反应就在其中进行。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。但用的最广泛的是压水反应堆。压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂,它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。中国有4座核电站11台机组运行。在建也不少。这里,笔者将具体谈几点核电站施工工序及施工中的质量控制。     

AP1000主管道锻造工艺研究

介绍了AP1000主管道整体锻件锻造工艺。通过控制加热温度和保温时间、控制变形量等锻造工艺参数,成功地锻制了AP1000主管道整体锻件。     

AP1000反应堆压力容器施工流程及工艺探讨

AP1000机组压力容器所在的安全壳厂房采用开顶法施工,其安装较为复杂,本文结合三门核电厂AP1000反应堆压力容器施工难点,从压力容器支座安装、吊装就位调整以及密封顶盖安装等方面对压力容器现场安装和整体施工流程进行了技术分析,为类似工程提供了实践经验。     

AP1000电气贯穿件安装工艺

摘 要:对AP1000电气贯穿件的结构、安装要求进行了介绍,对电气贯穿件的现场安装工艺进行了研究。     

转轨绿色与清洁——第三代核电技术的路线选择——AP1000简化了电站结构，采用了模块式建造技术

西屋先进的非能动压水堆核电站AP1000（Advanced Passive PWR）是在AP600基础上开发的。AP1000是在成熟的压水堆核电站技术的基础上,在安全系统上最大程度采用了非能动的自然力（压缩空气、重力流、自然循环等）,简化了电站的结构,采用了模块式建造技术,提高了安全性、缩短了建造周期、降低了造价。     

AP1000核电工程设备材料甲乙供划分

本文通过对国内AP1000核电项目工程设备材料甲乙供划分相关工作的现状进行分析,叙述了甲乙供划分的基本情况、甲乙供划分工作流程中和划分后出现的一些问题,针对这些问题提出了一些的实例和建议。     

AP1000空气导流板B型板制造工装

AP1000空气导流板位于屏蔽墙和钢安全壳之间,通过空气循环流动带走反应堆安全壳表面的热量。空气导流板包括A型板、B型板、C型板和导流装置等部分,主要材质为铝合金,其中B型板数量最多,体积最大,制造时容易产生变形且铆接量大。为防止B型板制造时产生变形并提高工作效率,特设计和制造了B型板制造专用工装。经验证使用该工装后,不仅大大提高了工作效率,且有效防止了制造时变形的产生。该工装的使用对其他面积较大铝板和钢板的加工提供一定的借鉴意义。     

AP1000和M310安全系统的比较与分析

简述了AP1000的非能动堆芯冷却系统的功能、组成和发生失水事故时的非能动安全注入过程,以及M310安全注入系统的功能、组成和安注过程,分析了AP1000非能动堆芯冷却系统的主要优点。     

AP1000与传统PWR安注系统差异浅析

80年代后为了消除三厘岛事故带来的负面影响，核电设计人员在满足“用户要求”（URD，EUR）概念的基础上着手开发了第三代核电技术-AP1000。AP1000的安注系统相较上一代传统PWR有了极大的改进。两代压水堆安注系统的差异与该系统未来的发展都将对核电的发展起到重要作用。