壓水堆核電站反應(yīng)堆壓力容器金屬材料

核電廠反應(yīng)堆壓力容器(rpv)是反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界的重要組成部分,是封閉放射性物質(zhì)的主要屏障之一,其內(nèi)部安裝反應(yīng)堆堆芯、堆內(nèi)構(gòu)件以及為控制安全運(yùn)行所需的測(cè)量元件或組件。由于設(shè)計(jì)要求嚴(yán)格,對(duì)核電廠建設(shè)進(jìn)度與安全運(yùn)行具有重要影響,有必要結(jié)合實(shí)際制造經(jīng)驗(yàn),分析和總結(jié)rpv關(guān)鍵工藝環(huán)節(jié),研究改進(jìn)方案,提升產(chǎn)品質(zhì)量與制造效率。介紹了ap1000,m310等核電機(jī)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(duì)接焊等關(guān)鍵工序的制造經(jīng)驗(yàn),分析了工藝難點(diǎn),提出了改進(jìn)方案。

針對(duì)田灣核電站反應(yīng)堆壓力容器材料構(gòu)件的應(yīng)力強(qiáng)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(jì)算方法進(jìn)行了計(jì)算分析與比較論證.獲得了如下結(jié)論:對(duì)于相同的試驗(yàn)工況,提出的應(yīng)力強(qiáng)度因子計(jì)算方法與俄羅斯пнаэг-7-002-86計(jì)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(chǎng)的角度提出了應(yīng)力強(qiáng)度因子的計(jì)算方法,從而導(dǎo)致此計(jì)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(yàn),介紹反應(yīng)堆壓力容器射線(xiàn)檢驗(yàn)技術(shù),為以后核電站役前/在役檢查提供技術(shù)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(biāo)志著我國(guó)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(shuō)明了世界各國(guó)核電站的建造、運(yùn)行和發(fā)展動(dòng)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(shí)基于核島開(kāi)頂法施工工藝下的設(shè)備成品保護(hù)壓力大。針對(duì)項(xiàng)目施工難點(diǎn),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(duì)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(guò)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(guò)程及制造中存在的典型質(zhì)量問(wèn)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(diǎn)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(guó)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(tái)200mw高溫氣冷堆核電機(jī)組,是我國(guó)擁有自主知識(shí)產(chǎn)

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安全注入系統(tǒng)是壓水堆核電站的重要專(zhuān)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(shí),保持堆芯被水淹沒(méi),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(shí),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(guò)流量驗(yàn)證的方式,來(lái)保證系統(tǒng)運(yùn)行參數(shù)能夠滿(mǎn)足設(shè)計(jì)要求。

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

3月20日，我國(guó)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(tái)反應(yīng)堆壓力容器吊裝成功就位。

由中國(guó)第一重型機(jī)械集團(tuán)公司為我國(guó)首臺(tái)完全自主開(kāi)發(fā)、制造的紅沿河核電站1號(hào)機(jī)組承制的核反應(yīng)堆壓力容器，順利通過(guò)竣工驗(yàn)收。經(jīng)檢測(cè)．該設(shè)備的各項(xiàng)技術(shù)指標(biāo)全部滿(mǎn)足要求．標(biāo)志著我國(guó)百萬(wàn)千瓦級(jí)核島主設(shè)備的制造完全實(shí)現(xiàn)國(guó)產(chǎn)化。

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(jì)情況,包括結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)、力學(xué)分析和制造安裝等。著重介紹了該設(shè)備的4項(xiàng)設(shè)計(jì)特點(diǎn):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(shí)具有吊裝性和支承性。

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(yīng)用范圍,著重指出了最佳估算、程序耦合、程序評(píng)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(guó)熱工水力系統(tǒng)程序研發(fā)模式對(duì)我國(guó)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(píng)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(guó)熱工水力系統(tǒng)程序研發(fā)模式對(duì)我國(guó)自主創(chuàng)新的借鑒意義.

核電站即將運(yùn)行于我國(guó)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(guò)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(dòng)態(tài)穩(wěn)定分析程序相結(jié)合。文中還通過(guò)一階躍響應(yīng)驗(yàn)證了模型的正確性。

第三代非能動(dòng)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(jì)基準(zhǔn)事故或恐怖襲擊導(dǎo)致乏燃料池水排空時(shí),為乏燃料提供冷卻。噴淋系統(tǒng)設(shè)計(jì)中的兩個(gè)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(jì)者應(yīng)基于噴嘴性能試驗(yàn)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(jì),提供足夠冷卻流量。

600mw反應(yīng)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(shè)備公司 相似文獻(xiàn)(3條) 1.期刊論文吳通.張茂龍.陸?zhàn)?00mw反應(yīng)堆壓力容器徑向支承塊特厚件鎳基合金焊接-鍋爐技術(shù)2003,34(5) 600mw反應(yīng)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(yàn)、討論后,提出了一套合理的完整的焊接規(guī)范,使焊接質(zhì)量達(dá)到了規(guī)定的技術(shù)要求.重點(diǎn)對(duì)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(diǎn)的研究. 2.期刊論文李華綱.楊進(jìn)600mw反應(yīng)堆壓力容器精度檢測(cè)-鍋爐技術(shù)2004,35(2) 壓力容器制造精度采用坐標(biāo)測(cè)量系統(tǒng)檢測(cè)是新型檢測(cè)技術(shù).介紹壓力容器上實(shí)體元素的測(cè)量,測(cè)量坐標(biāo)系的建立與轉(zhuǎn)換,以設(shè)計(jì)基準(zhǔn)評(píng)定制造精度. 3.學(xué)

由一重集團(tuán)承擔(dān)制造的核反應(yīng)堆壓力容器是用于巳基斯坦恰?，敽穗姽こ?簡(jiǎn)稱(chēng)pc工程)300mw核電站的心臟設(shè)備。它主要用于裝載反應(yīng)堆堆芯(熱源)、堆內(nèi)構(gòu)件和密封高溫、高壓的一回路冷卻劑。反應(yīng)堆壓力容器屬核安全一級(jí)設(shè)備。按asme規(guī)范第ⅲ卷nb分冊(cè)的規(guī)定進(jìn)行設(shè)計(jì)、制造和檢驗(yàn),保證容器在使用壽期內(nèi)在各種運(yùn)行工況和試驗(yàn)條件下均能保持可靠的結(jié)構(gòu)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(tuán)公司經(jīng)過(guò)4年努力,終于成功制造出了我國(guó)第一臺(tái)核電站反應(yīng)堆壓力容器。該容器的驗(yàn)收會(huì)于1996年7月在一重集團(tuán)公司舉行,驗(yàn)收委員會(huì)主任、中核總顧問(wèn)趙宏代表由中科院院士歐陽(yáng)予、工程院院士周永茂等專(zhuān)家組成的驗(yàn)收小組問(wèn)一重集團(tuán)公司頒發(fā)了部級(jí)驗(yàn)收證書(shū)?，F(xiàn)就該容器的制造工藝做一簡(jiǎn)要介紹。1設(shè)計(jì)

重水堆核電站核反應(yīng)堆筒體滑模工程特點(diǎn)，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(guān)鍵施工技術(shù)措施。

重水堆和快中子增殖反應(yīng)堆核電站ppt課件