壓水堆核電站反應堆壓力容器材料

核電廠反應堆壓力容器(rpv)是反應堆冷卻劑壓力邊界的重要組成部分,是封閉放射性物質的主要屏障之一,其內部安裝反應堆堆芯、堆內構件以及為控制安全運行所需的測量元件或組件。由于設計要求嚴格,對核電廠建設進度與安全運行具有重要影響,有必要結合實際制造經驗,分析和總結rpv關鍵工藝環(huán)節(jié),研究改進方案,提升產品質量與制造效率。介紹了ap1000,m310等核電機組rpv大面積不銹鋼堆焊、徑向支承塊焊接、j形坡口焊接、ω焊縫密封焊、接管-筒體對接焊等關鍵工序的制造經驗,分析了工藝難點,提出了改進方案。

針對田灣核電站反應堆壓力容器材料構件的應力強度因子參數(shù),分別采用了俄羅斯制定的пнаэг-7-002-86方法和筆者提出的計算方法進行了計算分析與比較論證.獲得了如下結論:對于相同的試驗工況,提出的應力強度因子計算方法與俄羅斯пнаэг-7-002-86計算方法相當,比其數(shù)值略大.這是由于考慮了裂紋尖端的塑性變形特性,從影響裂紋尖端物理場的角度提出了應力強度因子的計算方法,從而導致此計算方法更為保守安全.

反應堆壓力容器是核電站核心部件,文章根據(jù)cpr1000核電機組役前/在役檢查工作經驗,介紹反應堆壓力容器射線檢驗技術,為以后核電站役前/在役檢查提供技術依據(jù)。

2016年3月20日，全球首座高溫氣冷堆示范工程壓力容器在華能石島灣核電廠吊裝成功。這標志著我國在高溫氣冷堆示范工程建設和核電裝備制造兩方面均取得重大突破．

3月20日,全球首座高溫氣冷堆示范工程壓力容器在華能石島灣核電廠吊裝成功,標志著我國在高溫氣冷堆示范工程建設和核電裝備制造兩方面均取得了重大突破。華能山東石島灣核電廠規(guī)劃建設一臺200mw高溫氣冷堆核電機組,是我國擁有自主知識產

本文概括地說明了世界各國核電站的建造、運行和發(fā)展動態(tài),詳細敘述了反應堆壓力容器的材料及工藝情況。

ap1000核電壓力容器安裝先決條件多,施工邏輯復雜,吊裝、安裝精度高,同時基于核島開頂法施工工藝下的設備成品保護壓力大。針對項目施工難點,介紹了ap1000壓力容器的吊裝和調整技術及就位后的成品保護要求和方法;并對壓力容器的重要先決條件及相關施工邏輯進行了討論。通過嚴格控制,ap1000壓力容器順利安裝成功。

根據(jù)反應堆壓力容器大型鍛件的制造過程及制造中存在的典型質量問題,結合asme、astm標準以及相關制造技術文件要求,闡述了反應堆壓力容器大型鍛件制造關鍵工序要求、質量控制關鍵要點以及熱處理工藝參數(shù)的優(yōu)化。

第三代非能動壓水堆核電站ap1000中首次為乏燃料池設置了噴淋系統(tǒng),在超設計基準事故或恐怖襲擊導致乏燃料池水排空時,為乏燃料提供冷卻。噴淋系統(tǒng)設計中的兩個重要指標是噴淋覆蓋面積和單位面積有效噴淋流量。設計者應基于噴嘴性能試驗結果,根據(jù)乏燃料池結構尺寸和乏燃料特性,確定噴淋流量、噴嘴數(shù)量和布置方式等參數(shù),完成系統(tǒng)設計,提供足夠冷卻流量。

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安全注入系統(tǒng)是壓水堆核電站的重要專設安全設施,作用是在反應堆冷卻劑系統(tǒng)發(fā)生失水事故(loca)時,保持堆芯被水淹沒,防止燃料包殼熔化;或在主蒸汽系統(tǒng)發(fā)生管道破裂事故時,快速注入濃硼溶液,從而使反應堆快速安全停堆,并防止反應堆重返臨界。安全注入系統(tǒng)的調試主要通過流量驗證的方式,來保證系統(tǒng)運行參數(shù)能夠滿足設計要求。

EJ478-1989三十萬千瓦壓水堆核電廠反應堆壓力容器頂蓋組件

3月20日，我國在高溫氣冷堆示范工程建設和核電裝備制造兩方面取得重大突破——全球首座第四代核電站山東石島灣核電站首臺反應堆壓力容器吊裝成功就位。

由中國第一重型機械集團公司為我國首臺完全自主開發(fā)、制造的紅沿河核電站1號機組承制的核反應堆壓力容器，順利通過竣工驗收。經檢測．該設備的各項技術指標全部滿足要求．標志著我國百萬千瓦級核島主設備的制造完全實現(xiàn)國產化。

核電站即將運行于我國電力系統(tǒng)中,建立核電站的數(shù)學模型,模擬核電站同電網(wǎng)之間的相互影響非常必要。本文從理論上著重分析和研究了壓水堆核電站的內部物理過程,導出了一組與之相適應的用19階微分方程式表示的數(shù)學模型,并將其同電力系統(tǒng)中期動態(tài)穩(wěn)定分析程序相結合。文中還通過一階躍響應驗證了模型的正確性。

比較分析了目前世界上典型的壓水堆核電站熱工水力系統(tǒng)程序的研發(fā)歷程、發(fā)展現(xiàn)狀、應用范圍,著重指出了最佳估算、程序耦合、程序評估在熱工水力系統(tǒng)程序研發(fā)中的重要作用,闡述了各國熱工水力系統(tǒng)程序研發(fā)模式對我國自主創(chuàng)新的借鑒意義。

比較分析了目前世界上典型的壓水堆核電站熱工水力系統(tǒng)程序的研發(fā)歷程、發(fā)展現(xiàn)狀、應用范圍,著重指出了最佳估算、程序耦合、程序評估在熱工水力系統(tǒng)程序研發(fā)中的重要作用,闡述了各國熱工水力系統(tǒng)程序研發(fā)模式對我國自主創(chuàng)新的借鑒意義.

介紹了秦山核電二期工程反應堆壓力容器頂蓋吊具的自主化設計情況,包括結構設計、力學分析和制造安裝等。著重介紹了該設備的4項設計特點:堆頂整體吊裝性、結構可調性、結構可拆卸性、同時具有吊裝性和支承性。

600mw反應堆壓力容器的焊接 作者：張茂龍，曹勇輝 作者單位：上海鍋爐廠有限公司核電化工設備公司 相似文獻(3條) 1.期刊論文吳通.張茂龍.陸?zhàn)?00mw反應堆壓力容器徑向支承塊特厚件鎳基合金焊接-鍋爐技術2003,34(5) 600mw反應堆壓力容器(rpv-600)的徑向支承塊的焊接存在較多的困難因素:屬于異種金屬焊接接頭;焊接材料可焊性差;焊縫位置較深等.在多次試驗、討論后,提出了一套合理的完整的焊接規(guī)范,使焊接質量達到了規(guī)定的技術要求.重點對鎳基合金的焊接性、打磨工藝等其它輔助工藝措施作了重點的研究. 2.期刊論文李華綱.楊進600mw反應堆壓力容器精度檢測-鍋爐技術2004,35(2) 壓力容器制造精度采用坐標測量系統(tǒng)檢測是新型檢測技術.介紹壓力容器上實體元素的測量,測量坐標系的建立與轉換,以設計基準評定制造精度. 3.學

由一重集團承擔制造的核反應堆壓力容器是用于巳基斯坦恰希瑪核電工程(簡稱pc工程)300mw核電站的心臟設備。它主要用于裝載反應堆堆芯(熱源)、堆內構件和密封高溫、高壓的一回路冷卻劑。反應堆壓力容器屬核安全一級設備。按asme規(guī)范第ⅲ卷nb分冊的規(guī)定進行設計、制造和檢驗,保證容器在使用壽期內在各種運行工況和試驗條件下均能保持可靠的結構完整性。自1992年6月與上海核器材公司簽訂合同之后,一重集團公司經過4年努力,終于成功制造出了我國第一臺核電站反應堆壓力容器。該容器的驗收會于1996年7月在一重集團公司舉行,驗收委員會主任、中核總顧問趙宏代表由中科院院士歐陽予、工程院院士周永茂等專家組成的驗收小組問一重集團公司頒發(fā)了部級驗收證書。現(xiàn)就該容器的制造工藝做一簡要介紹。1設計

重水堆核電站核反應堆筒體滑模工程特點，施工方法及保證筒體圓整度、滑模水平度和垂直度控制、滑升速度控制和糾扭等關鍵施工技術措施。

重水堆和快中子增殖反應堆核電站ppt課件