壓水堆核電站反應(yīng)堆壓力容器頂蓋在役檢查

壓水堆核電站反應(yīng)堆壓力容器是在高溫、高壓流體沖刷和腐蝕，以及強烈的中子輻照等惡劣條件下運行的，因此asme規(guī)范第?卷要求，反應(yīng)堆壓力容器應(yīng)采用優(yōu)質(zhì)材料、嚴(yán)格制造工藝、完善的試驗和檢查技術(shù)，且在服役期間必須定期進(jìn)行檢查。

針對田灣核電站反應(yīng)堆壓力容器材料構(gòu)件的應(yīng)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(jìn)行了計算分析與比較論證.獲得了如下結(jié)論:對于相同的試驗工況,提出的應(yīng)力強度因子計算方法與俄羅斯пнаэг-7-002-86計算方法相當(dāng),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(yīng)力強度因子的計算方法,從而導(dǎo)致此計算方法更為保守安全.

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

EJ478-1989三十萬千瓦壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器頂蓋組件

介紹了秦山核電二期工程反應(yīng)堆壓力容器頂蓋吊具的自主化設(shè)計情況,包括結(jié)構(gòu)設(shè)計、力學(xué)分析和制造安裝等。著重介紹了該設(shè)備的4項設(shè)計特點:堆頂整體吊裝性、結(jié)構(gòu)可調(diào)性、結(jié)構(gòu)可拆卸性、同時具有吊裝性和支承性。

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(biāo)志著我國在高溫氣冷堆示范工程建設(shè)和核電裝備制造兩方面均取得重大突破．

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(xì)敘述了反應(yīng)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(fù)雜,吊裝、安裝精度高,同時基于核島開頂法施工工藝下的設(shè)備成品保護(hù)壓力大。針對項目施工難點,介紹了ap1000壓力容器的吊裝和調(diào)整技術(shù)及就位后的成品保護(hù)要求和方法;并對壓力容器的重要先決條件及相關(guān)施工邏輯進(jìn)行了討論。通過嚴(yán)格控制,ap1000壓力容器順利安裝成功。

根據(jù)反應(yīng)堆壓力容器大型鍛件的制造過程及制造中存在的典型質(zhì)量問題,結(jié)合asme、astm標(biāo)準(zhǔn)以及相關(guān)制造技術(shù)文件要求,闡述了反應(yīng)堆壓力容器大型鍛件制造關(guān)鍵工序要求、質(zhì)量控制關(guān)鍵要點以及熱處理工藝參數(shù)的優(yōu)化。

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(biāo)志著我國在高溫氣冷堆示范工程建設(shè)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(shè)一臺200mw高溫氣冷堆核電機(jī)組,是我國擁有自主知識產(chǎn)

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安全注入系統(tǒng)是壓水堆核電站的重要專設(shè)安全設(shè)施,作用是在反應(yīng)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(yīng)堆快速安全停堆,并防止反應(yīng)堆重返臨界。安全注入系統(tǒng)的調(diào)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(shè)計要求。

3月20日，我國在高溫氣冷堆示范工程建設(shè)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(yīng)堆壓力容器吊裝成功就位。

由中國第一重型機(jī)械集團(tuán)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(jī)組承制的核反應(yīng)堆壓力容器，順利通過竣工驗收。經(jīng)檢測．該設(shè)備的各項技術(shù)指標(biāo)全部滿足要求．標(biāo)志著我國百萬千瓦級核島主設(shè)備的制造完全實現(xiàn)國產(chǎn)化。

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(yīng)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(yīng)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.

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(xué)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(nèi)部物理過程,導(dǎo)出了一組與之相適應(yīng)的用19階微分方程式表示的數(shù)學(xué)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(jié)合。文中還通過一階躍響應(yīng)驗證了模型的正確性。

第三代非能動壓水堆核電站ap1000中首次為乏燃料池設(shè)置了噴淋系統(tǒng),在超設(shè)計基準(zhǔn)事故或恐怖襲擊導(dǎo)致乏燃料池水排空時,為乏燃料提供冷卻。噴淋系統(tǒng)設(shè)計中的兩個重要指標(biāo)是噴淋覆蓋面積和單位面積有效噴淋流量。設(shè)計者應(yīng)基于噴嘴性能試驗結(jié)果,根據(jù)乏燃料池結(jié)構(gòu)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(shè)計,提供足夠冷卻流量。

介紹了秦山核電二期工程反應(yīng)堆壓力容器(rpv)的設(shè)計思想和背景;說明了rpv產(chǎn)品的基本特征;按照nrc-rg1.99(rev2)規(guī)定給出了快中子(e>1mev)輻照損傷計算結(jié)果;并對rpv的使用壽命進(jìn)行了計算,結(jié)果表明,在堆芯核設(shè)計和燃料管理不作任何優(yōu)化時,其預(yù)計壽命依然能夠達(dá)到60年。

反應(yīng)堆壓力容器的設(shè)計、制造、安裝和試驗應(yīng)與其安全功能相適應(yīng);采用公認(rèn)法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)時,應(yīng)對其進(jìn)行評價,保證滿足反應(yīng)堆壓力容器的安全功能。在設(shè)計、制造、安裝和試驗中,必須使異常泄漏、裂紋快速擴(kuò)展及破壞的概率降低到最小。在初步設(shè)計階段完成了強度設(shè)計后,進(jìn)行了擴(kuò)大設(shè)計狀態(tài)的一次應(yīng)力分析評定,結(jié)果均滿足rcc-m-b冊設(shè)計工況的各項應(yīng)力準(zhǔn)則。

根據(jù)總體設(shè)計要求和設(shè)計輸入要求,進(jìn)行了秦山核電二期工程反應(yīng)堆壓力容器支承的結(jié)構(gòu)設(shè)計和力學(xué)設(shè)計。介紹了該反應(yīng)堆壓力容器支承結(jié)構(gòu)的材料及性能指標(biāo)。通過分析計算表明,該設(shè)計滿足總體設(shè)計的要求。

日前，由核動力院自主設(shè)計的福清核電1號機(jī)組1號蒸汽發(fā)生器在東方電氣（廣州）重型機(jī)器有限公司制造完工并順利通過驗收。這是中核集團(tuán)首臺百萬千瓦級壓水堆核電站蒸汽發(fā)生器。