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.     

大直径多波核用金属膨胀节设计、制造与检验

研究某核电厂高温气冷堆金属堆内构件用金属波纹膨胀节,由核电站工程建设中连接管路系统的柔性补偿装置,补偿由于热胀冷缩等原因引起的金属堆内构件、陶瓷堆内构件和反应堆压力容器之间尺寸变化。介绍了大直径多波核用金属波纹膨胀节的设计、制造与检验关键点,为核电产品同类金属波纹膨胀节制作提供经验。     

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。     

纽威核电阀门技术论坛

《核工业“十一五”发展规划》指出“十一五”期间，我国核电发展将实现三大任务：首先，我国将实施大型先进压水堆和高温气冷堆核电站科技示范工程。其次，加强在役核电站的运行管理。第三，开展先进核能技术的研究工作。我国将在广东大亚湾、浙江秦山、江苏田湾三大核电基地运行管理的基础上，继续扩建、新建一批核电站。随着核电站的建设，核电阀门市场将迅速增长。因此，我刊特邀核电阀门方面的专家探讨核电阀门技术的应用与发展。[编者按]     

核电阀门市场前景

一．核电阀门发展现状 核电阀门是核电站中量大面广的水压设备，它连接整个核电站的300余个系统，是核电站安全运行的关键附件。据相关资料统计，全世界现有核电机组500余座，总装机容量达4亿kw以上，其反应堆类型主要有压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、石墨堆（LGR）、快中子堆（FBR）、高温气冷堆（HTGR）、重水堆（PHWR）。其中，压水堆占整个堆型的50％以上。     

堆内构件钴基合金堆焊工艺质量控制研究

核反应堆堆内构件(RVI)安装在反应堆压力壳内,是核岛中最关键的设备之一。钴基堆焊是RVI中的关键工艺,钴基合金是在堆内构件中应用较为广泛的堆焊合金。主要介绍堆内构件中奥氏体不锈钢材料上堆焊钴基合金的焊接过程及技术要求,并从裂纹和气孔产生机理方面对焊接过程中产生的缺陷进行原因分析,对奥氏体不锈钢和钴基合金堆焊产生的缺陷问题提出预防控制措施。     

T/CEEIA 285—2017《核电站主氦风机用高压立式变频调速三相异步电动 机技术条件》 解读

核电站主氦风机用驱动电机安装在核电站高温气冷堆一回路压力腔内,为高温气冷堆一回路关键设备——主氦风机提供驱动力。本文介绍了《核电站主氦风机用高压立式变频调速三相异步电动机技术条件》标准的制定背景、制定意义和主要内容。     

AP1000堆内构件制造进度的管理

通过对AP1000堆内构件设计要求、结构组成的梳理,对重要原材料、设备主要制造工序的工期统计,结合当前设备制造经验对堆内构件的主要制造流程、关键路径进行分析,对AP1000堆内构件的关键制造工艺和制造难点,以及进度的控制管理提出工作建议。     

一种能实现精准调心功能的核电站环行起重机吊具

核电站机组停机检修期间,需使用环行起重机主钩吊运反应堆构件,如堆芯吊篮、保护管组件、上部组件和保护钢结构等。反应堆堆内构件与压力容器配合间隙非常小,因此对环行起重机主钩调平能力要求极高。文中设计了一种能实现精准调心功能的核电站环行起重机吊具,经过实际验证,高效地解决了吊运反应堆堆内部件精度要求极高的难题,可为同行核电站或高精度的吊装工艺提供借鉴。     

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。     

核电站阀门柔性轴远传装置的应用创新设计及研究

核电站阀门远传装置主要对放射性剂量高区域或不可接触区域的阀门进行远距离操控的专用设备，CPR1000堆型双台机组共计404台套阀门远传装置。面对核电站厂房内各类管线、设备、阀门等复杂的布置条件，合理设计阀门远传装置一直是设计者头疼的问题。本文提出采用柔性轴阀门远传装置的创新设计思路，利用柔性轴的灵活特性旨在避免传统刚性轴远传装置结构复杂，安装难度大等不足，通过试验测试，确保其相关性能参数满足核电站技术规定要求，从而为核电站柔性轴阀门远传装置工程化应用提供数据基础。     

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     

三代核电核岛主设备蒸汽发生器关键焊接技术

正1.概述目前在建的广东台山核电站建设采用三代核电技术,该堆型是欧洲第三代先进压水堆核电站,采用4个环路,单台发电能力为1 600MW,单机容量大,在经济性上极具竞争力,是现今国际上最先进的核电堆型之一。台山核电站采用RCC—M 2007规范设计建造,技术要求高,制造难度大。蒸汽发生器是反应堆最关键部件之一,在核电站运行过程     

上鼓公司设计制造的高温气冷堆核电站“心脏装备”——主氦风机样机完成热态工程验证

<正>国家科技重大专项高温气冷堆核电站的心脏装备——主氦风机工程样机日前在上海鼓风机厂有限公司完成100h热态满功率连续运行的考验,获得了成功,标志着我国在先进核能核心装备技术上自主创新的重大突破。2014年8月4日,国家能源局组织行业内专家对成果进行了鉴定。鉴定认为,主氦风机运行功率4 500kW,温度250℃,能够满足山东荣成20万kW级高温气冷堆核电站示范工程的技术要求。高温堆核电技术是世界上正在发展的第四代技     

堆内构件上支承组件在事故工况下的应力计算

堆内构件上支承组件采用不同的建模方法,分别采用壳单元和梁单元相组合的建模模式、壳单元和壳单元相组合的建模模式、实体单元建模的模式,对堆内构件上支承组件进行了有限元应力计算,比较了不同建模模式下应力计算的各自特点,堆内构件上支承组件实体单元建模模式应力计算结果精确并能满足RCC-M规范应力评定要求,壳单元和梁单元相组合的建模模式、壳单元和壳单元相组合的建模模式应力计算结果保守且应力评定需等效处理其计算结果。堆内构件上支承组件采用整体实体单元全模型建模的计算方法,计算精确且应力评定简单直接,它可应用于其他工况和不同堆芯堆内构件应力计算及其应力评定。     

浅谈我国核电用泵的技术发展方向与目标

一、核电站工作原理 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。在核电站中，根据产生蒸汽方式的不同，准确地说是根据中子慢化剂或冷却堆芯的载热剂的不同，分为：轻水堆、重水堆、改进型气冷堆以及快堆等。其中轻水堆又分为压水反应堆和沸水反应堆两种。目前应用最广泛的是压水反应堆。     

HTR-PM反应堆保护系统工程样机的研制

高温气冷堆核电站（HTR-PM）是国家“十一·五”重大专项支持的重点工程，数字化保护系统是HTR-PM重大专项关键技术及相关试验研究项目之一。HTR-PM保护系统工程样机的安全软件生命周期模型选择了典型的“V”字模型，样机研制过程中包括计算机系统设计、软件需求、软件设计、软件实现和计算机系统集成等阶段。与安全软件开发相应的是安全软件的验证与确认，对应每个开发步骤有相应的软件验证与确认活动，以保证安全软件开发过程的质量。保护系统工程样机的成功研制将形成拥有自主知识产权的高温气冷堆核电站配套技术。     

核电厂高放射性大型部件的退役探讨

以核电厂高放射性大型设备为研究对象,主要针对反应堆压力容器和堆内构件的退役方案与方法、切割与解体技术及设备进行了探讨与比较。阐述了压力容器和堆内构件退役中的关键技术。同时以水下高压射流切割和机械切割技术为研究重点,分析了两项技术在高放射性大型设备退役过程中的应用。     

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。     

我国第四代核能技术60万千瓦高温气冷堆核电站技术方案发布

<正>我国第四代核能技术60万千瓦高温气冷堆核电站技术方案于2016年12月21日在清华大学发布,该项目是20万千瓦高温气冷堆核电站示范工程的后续项目。这标志着我国高温气冷堆技术正式跨人可以转化为先进生产力的商用阶段,该项目建成后将成为国际首个商用高温气冷堆核电站。由清华大学自主研发的、我国具有完全自主知识产权的高温气冷堆是国际公认的第四代先进核能系统,具有安全性好、堆芯不会融毁、温度高、用途多等技术优势。2012年,在