第三代核电AP1000反应堆压力容器焊接技术解析

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三代核电AP1000堆型反应堆压力容器项目制造

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２ＯＩ７ｆ２堆型反应堆压力容器项目制造
李海波／中国第一重型机械股份公司大连加氢反应器制造有限公司
摘要：本文主要介绍三代核电ＡＰ１０００堆型压力容器项目的制造特点、制造难点，其对比对象为两代加ＣＰＲ１０００堆型压力
容器项目，并对ＡＰ１０００堆型压力容器主要部件工序制造流程进行了简要介绍。
关键词：三代核电；制造特点、制造难点、制造流程
一
前言周期。焊检漏管一ＰＴ、ＶＴ一整体精加工一ＰＴ、ＡＰ１００。堆型核电项目是美国西屋公６下筒体（堆芯筒体）。ＵＴ一水压试验一ＰＴ、ＵＴ、ＭＴ一加工安全端司设计开发的双环路１ＣＫＸ）ＭＷ级压水堆，ＡＰ１０００堆型压力容器下筒体的制造坡口、捡漏管坡口、放气管径向支承块一设计压力为ｌ７ｌＭＰａ，设计温度为３４３ ℃，与ＣＰＲ１０００堆型压力容器的堆芯简体制安装铭牌一清理、包装一发运。设计寿命为６Ｏ年。ＡＰ１０。。堆型核电项目造流程基本相同。２整体顶盖。在传统压水堆核电技术的基础上，采用三、ＡＰ１０００堆型压力容器制造难点锻件制造一组焊导向螺栓支架一中 “ 非能动 ” 的安全系统，使其安全性、经济ｌ一体化整体顶盖。间热处理一打磨、ＭＴ一堆焊不锈钢一中间性有了显著提高［１］ｏＡＰＩ（ＸＸ）堆型压力容器一体化整体顶热处理一打磨、ＰＴ、ＵＴ一堆焊ＱＵＩＣＫＬＯＣ二、ＡＰ１０００堆型压力容器制造特点盖的制造难点在于Ｑｕｉｃｋｌｏｃ接管的焊接接管一中间热处理一加工接管内壁一ＰＴ、ｌ＿体化整体顶盖。和加工工作。ＵＴ、ＭＴ一堆焊不锈钢一中间热处理一堆焊ＡＰ１Ｏ。。堆型压力容器顶盖组件采用２上简体（接管段）。内壁镍基隔离层一ＰＴ、ＵＴ一加工接管端坡的一体化整体顶盖，其不同于ＣＰＲ１ＣＫ）０核ＡＰ１０００堆型压力容器上简体与密封口— Ｔ一堆焊预堆边镍基一中间热处电项目分为顶盖法兰和上封头的制造，其圈板组焊采用窄间隙埋弧自动焊方式，背理一ＰＴ、ＵＴ、ＲＴ一加工接管外壁一ＭＴ、制造特点在于一体化整体顶盖的锻件制造面清根后采用手工焊焊接方式。由于密封ＵＴ一加工Ｊ坡口窝、ＣＲＤＭ孔、排气管孔一完成后并不是ＣＰＲｌＣＫ￣）项目上分别进行圈板组焊时的厚度只有８５ａｒｍ，所以在焊ＰＴ一堆焊Ｊ坡口一中间热处理一ＰＴ一堆顶盖法兰和上封头的不锈钢堆焊，而是先接过程中极易产生变形。三门２号压力容焊Ｊ坡口一ＰＴ、ＵＴ一组焊ＩＨＰ吊耳、支撑进行导向螺栓架的组焊，而后再进行不锈器上简体与密封圈板在焊接时制作了大耳一中间热处理一ＭＴ一全面检查一最终钢堆焊工作。另外，一体化整体顶盖增加了量筋板以控制焊接变形，并在组焊过程中热处理一ＰＴ、ＵＴ、ＭＴ一加工Ｊ坡口一ＰＴ一８件Ｑｕｉｃｋｂｃ接管的焊接工作，控制棒驱及时测量上筒体与密封圈板的平面度，当最终精加工一ＰＴ — 组焊ＱＵｆＣＫＬＯＣ仪表接动机构也由￣ＲＩＯ００项目的６５件增加至自动焊焊接变形量在３－５ｍｍ左右时加热管一ＰＴ、ＵＴ、ＲＴ一冷装ＣＲＤＭ管座一焊接６９件，同时也增加了９件ＩＨＰ支撑耳。至２００度以上翻个在背面进行手工焊，以ＣＲＤＭ管座一ＶＴ、ＰＴ一装焊放气管一＋ＰＴ一２上简体（接管段）。此类推以保证产品质量。整体抛光— Ｔ、ＭＴ一试装ＣＲＤＭ喇叭罩一ＡＰ１０００堆型压力容器上简体的制造３容器组件整体精加工。水压试验一装焊行程套管组件一水压试特点在于其增加了密封圈板、导向螺栓支ＡＰｌＯ。ｏ堆型压力容器组件重达２８２验一安装铭牌一清理、包装一发运。撑块的焊接，以及主螺栓孔、导向螺栓孔吨，高ＩＱ２５米，最大回转直径６８米，是超３过渡段。的不锈钢堆焊工作。同时，主螺栓孔也有大型压力容器，具有制造精度高、难切削锻件制造一堆焊不锈钢一中间热处ＣＰＲＩ（ＸＸ）堆型压力容器的５８件改为４５材料加工量大、装卡找正困难等特点。我理一打磨、ＰＴ、ＵＴ一堆焊径向支承块镍基个主螺栓孔和２个导向螺栓孔。另外，上司所采取的整体精加工方案与国内、外其隔离层、分流群支撑一中间热处理一ＰＴ、筒体增加了２件安注接管的组焊工作，进它核电制造公司分体式制造技术不同。整ｕＴ一加工堆芯支承块凸台、环焊缝坡口一口接管和出口接管也由＠ＲＩＯ００堆型压体精加工对设备能力、工艺水平、大型工ＤＩ、ＰＴ、ＭＴ一组焊底封头一中间热处理一力容器的３件进口接管、３件出口接管改装的设计能力都是一个非常大的挑战。目ＲＴ、ＰＴ、ＵＴ、ＭＴ一装焊振动检测垫一后为４件进口接管和２件出口接管。前，我公司是国内、外唯一同时拥有核压热一ＭＴ一加工分流群支撑、环焊缝坡口一３过渡段。力容器整体精加工能力和加工经验的核ＤＩ、ＰＴ、ＭＴ一装焊下筒体一中间热处理一ＡＰ１０００堆型压力容器过渡段的制造压力容器制造商。ＲＴ、ＰＴ、ＵＴ、ＭＴ一装焊堆芯支承块一ＰＴ一特点在于其堆芯支承块部位是高于过渡四、ＡＰ１０００堆型压力容器典型部件打磨环焊缝上坡口一与上筒体组焊。段内径，在其上面堆焊镍基隔离层。同时，制造流程五、结束语过渡段增加了８件分流群支撑的镍基堆ｌ上简体（接管段）。国家在引进第三代核电ＡＰＩ（ＸＸ）堆型焊工作，大大增加了过渡段Ｉ『勺焊接周期。锻件制造一组焊密封圈板一中间热先进设计的同时，自主化建造也给我们带４底封头。处理一打磨、ＭＴ一加工导向螺栓支撑块坡来了巨大的挑战，只有通过深入地研究、ＡＰ１０００堆芯压力容器底封头制造比较口一打磨、ＭＴ — — 组焊导向螺栓支承块一中充分地准备，逐步掌握第三代核电建设的简单，只需完成不锈钢堆焊工作。与间热处理一打磨、ＰＴ一机加工密封圈板、主动权，才能真正提高核电项目自主化建ＣＰＲ１ＣＫＸ）堆型压力容器相比，没有镍基窝的导向螺栓支撑块一ＭＴ＋堆焊密封圈板、导造的能力，保证工程的质量和进度，降低加工和堆焊工作以及中子测量管的焊接，即向螺栓支撑块及筒体不锈钢一中间热处工程成本，锻炼和培养人才，取得自主化减少了５ｏ件中子测量管的焊接工作。理一打磨、ＰＴ、ＵＴ一加工键槽、检漏管孔建造的成功。Ｓ接管（进口接管、安注接管、出口接等一ＰＴ、ＭＴ一堆焊不锈钢钢、镍基一中间参考文献管）。热处理一打磨、ＰＴ、ＵＴ一加工接管孔、ＭＴ一【１】中国广东核电集团有限公司。中国改ＡＰ１０００堆型压力容器进口接管、安注组焊进口接管一中间热处理一打磨、ＭＴ、进型压水堆核电站ＣＰＲ１０００简介『Ｊ１．现接管、出口接管的焊接工作与＠ＲＩＯ００堆ＰＴ、ＵＴ、ＲＴ一加工环焊缝坡口、检漏管孔一代电力，２００６，２３（５）：４５－４８．型压力容器相比在完

AP1000蒸汽发生器制造中的焊接与焊后热处理

AP1000蒸汽发生器制造中的焊接与焊后热处理摘要：对于AP1000蒸汽发生器来说，其焊接材料、焊接方法、焊接工艺评定、预热、后热、临时性附件、焊接顺序、焊后热处理等，比之前大的蒸汽发生器的要求更多。

为了保证蒸汽发生器的制造质量，在整个制造过程中电气核电设备企业务必需要采用多项焊接和焊后热处理创新技术。

关键词：AP1000蒸汽发生器；制造；焊接；焊后热处理引言：APl000是美国西屋公司在AP600的基础上开发的第三代先进核电技术，与传统成熟的压水堆核电技术相比，最大的优点是其安全系统采用了“非能动”技术，提高了安全性和经济性以及建造中大量采用模块化建造技术，大大缩短建设周期。

为了将其更好的利用，在接下来的文章中，将围绕AP1000蒸汽发生器制造中的焊接与焊后热处理方面展开详细分析。

一、AP1000蒸汽发生器相关内容简析（一）AP1000蒸汽发生器制造特点APl000蒸汽发生器型号为△125型，主要由以下组件组成：下封头组件、管束组件和下筒体组件、旋风分离器和板式分离器和上筒体组件。

采用倒U形管立式布置，自然循环，结构非常紧凑。

蒸汽发生器外壳分上段、中段、下段3部分，上段由椭球封头、上筒节E&D组成；中段由锥形筒节、下筒节C&B&A和管板组成；下段是下封头。

（二）AP1000蒸汽发生器设计规范AP1000为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。

AP1000主要的设计特点包括：第一，主回路系统和设备设计采用成熟电站设计。

AP1000堆芯采用西屋的加长型堆芯设计，这种堆芯设计已在比利时的Doel4号机组、Tihange3号机组等得到应用；燃料组件采用可靠性高的Performance+；采用增大的蒸汽发生器，和正在运行的西屋大型蒸汽发生器相似；稳压器容积有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式电动泵；主管道简化设计，减少焊缝和支撑；压力容器与西屋标准的三环路压力容器相似，取消了堆芯区的环焊缝，堆芯测量仪表布置在上封头，可在线测量；第二，严重事故预防与缓解措施。

AP1000堆芯补水箱的焊接

AP1000堆芯补水箱的焊接张敏【摘要】针对中国国内首个先进非能动压水堆AP,1000项目浙江三门1号及2号堆芯补水箱(CMT)的制造,介绍了CMT的设计参数、结构特征、材料特征和所依据的规范技术条件.介绍了CMT主体材料SA - 508Gr.3C1.1低合金钢、SA -336GrF316LN不锈钢及采用的相应焊接材料的主要性能.说明了CMT的焊接要求和焊接工艺特点,并就筒体窄间隙埋弧自动焊工艺、大接管马鞍形窄坡口埋弧自动焊工艺、筒体内壁不锈钢堆焊工艺、接管-安全端异种金属镍基合金焊接工艺等重要接头的焊接工艺作了详细阐述.【期刊名称】《上海电气技术》【年(卷),期】2011(004)003【总页数】6页(P5-9,25)【关键词】AP1000;堆芯补水箱;焊接技术【作者】张敏【作者单位】上海电气核电设备有限公司,上海201306【正文语种】中文【中图分类】TL374.5浙江三门1号、2号核电工程的核反应堆主设备之一的堆芯补水箱（Core Makeup Tank，CMT）是美国西屋公司设计的第三代核电产品，由上海电气核电设备有限公司负责承制。

CMT是核电厂冷却系统中重要的应急冷却设备。

当反应堆冷却系统发生突发事故时，由其提供冷却硼酸溶液，从而保证了堆芯的冷却和提供满足反应堆关闭所需的时间。

CMT是由两球形封头和一圆柱筒体组成的压力容器，外型尺寸7 356.6mm×φ4 725.4mm，总质量约160t。

AP1000项目是我国首次制造的第三代核电项目，CMT的制造依据标准为“美国机械工程师协会（American Society of Mechanical Engineers，ASME）锅炉及压力容器规范”（简称ASME）（1998版）及2000补遗，技术要求高，制造难度大。

CMT的主体材料和使用的所有焊接材料均按ASME要求进行制造和采购。

CMT的焊接特点包括：焊缝厚度大，最厚处达244mm；材料种类多，涉及低合金钢、不锈钢和镍基合金等同种和异种金属之间的焊接；不锈钢耐蚀堆焊要求多，如不锈钢堆焊过渡层309需要取样分析；焊工考试复杂，既要符合ASME要求，也要满足核安全法规（简称HAF）的要求；采用的焊接工艺方法较多且技术等级较高，如窄间隙埋弧自动焊、镍基合金氩弧焊和手工焊条焊、多层不锈钢带极埋弧堆焊、仪表管与筒体封头的J型坡口焊接等。

AP1000核电核岛焊接工艺过程质保监督及标准化应用与探索

在标准化的应用中，需要充分发挥专业机构和企业的作用，建立一套完善的标准化体系，包括对焊接工艺、焊接材料、焊接设备等方面的标准化。应该加强对标准化体系的推广和应用，使得这些标准化体系能够在核岛焊接工艺中发挥更大的作用。
针对AP1000核电技术的特点，还需要在标准化的应用中加强对新技术的探索和应用。在新的技术和设备出现时，需要及时地对其进行标准化，并将其融入到核岛焊接工艺中，实现新旧技术的有机融合，提高整个核岛焊接工艺的质量和安全性。
一、AP1000核电技术及核岛焊接工艺
AP1000核电技术是一种先进的第三代核电技术，具有 passively safe （被动安全）设计，并采用了多项先进的 passively safe 设计措施，使得核电站在受到严重外部事件的影响时，不需要人为干预也能安全停堆。在AP1000核电站的建设中，核岛焊接工艺是其中一个关键的环节。
在质保监督过程中，应该注重对焊接工艺的每一个环节都进行认真的监督和检查，特别是对焊接工艺的操作规程和符合性进行严格的检验和验证。只有保证了焊接工艺每一个环节的质量，才能确保整个核岛焊接工艺的质量和安全性。
三、标准化应用与探索
在核岛焊接工艺中，标准化的应用是非常重要的。通过建立一套完善的标准化体系，可以有效地提高焊接工艺的质量和效率。通过标准化的应用，还可以降低建设成本，提高建设速度，确保项目的进度和安全。
核岛焊接工艺是核电站建设过程中的重要环节，其质量直接关系到核电站的安全性和运行性。AP1000核岛使用了大量的碳钢和不锈钢管道和设备，这些设备和管道需要进行焊接，焊接工艺的质量直接决定了设备和管道质保监督中，首先需要建立一套完善的质保监督体系。这套体系包括对焊接工艺的审核和认证、对焊工的培训和考核、对焊接材料和设备的质量控制等。应该充分发挥国家监督机构的作用，对焊接工艺进行严格的监督和检查，确保焊接工艺的质量符合国家标准和规定。

我国第三代核电技术一览

我国第三代核电技术一览我国的核电技术路线是在上世纪80年代确定走引进、消化、研发、创新的道路的。

经过20余年的努力，通过对引进的二代法国压水堆技术的消化吸收，取得了巨大的技术进步，实现了60万千瓦压水堆机组设计国产化，基本掌握了百万千瓦压水堆核电厂的设计能力。

目前我国有五种第三代核电技术拟投入应用，他们分别是 AP1000、华龙一号、CAP1400、法国核电技术(EPR)以及俄罗斯核电技术(VVER)。

北极星电力网小编整理五种核电技术及特点供核电业界人士参考。

1、AP1000AP1000是美国西屋公司研发的一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。

西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000。

该技术在理论上被称为国际上最先进的核电技术之一，由国家核电技术公司负责消化和吸收，且多次被核电决策层确认为日后中国主流的核电技术路线。

国家核电技术公司的AP1000和中广核集团与中核集团共推的华龙一号被默认为中国核电发展的两项主要推广技术，两者一主一辅，AP1000技术主要满足国内市场建设和需求，华龙一号则代表中国核电出口国外。

作为国内首个采用AP1000技术的依托项目三门核电一号机组原计划于2013年底并网发电，但由于负责AP1000主泵制造的美国EMD公司多次运抵中国的设备都不合格，致使三门一号核电机组如今已经延期2年。

目前，除在建的两个项目(三门、海阳)外，三门二期、海阳二期、广东陆丰、辽宁徐大堡、以及湖南桃花江等内陆核电项目均拟选用AP1000技术。

AP1000技术主要目标工程包括：海阳核电厂1-2号机组、三门核电厂1-2号机组、红沿河核电厂二期项目5-6号机组、三门核电厂二期项目、海阳核电厂二期项目、徐大堡核电厂一期项目以及陆丰核电厂一期项目等。

其中海阳核电厂1-2号机组和三门核电厂1-2号机组为正在建设的核电项目，其余五个为有望核准的核电项目。

【三门核电站】浙江三门核电站是我国首个采用三代核电技术的核电项目。

核电站施工中重要焊接技术和要求

核电站施工中重要焊接技术和要求内容摘要：本文介绍了AP1000、CPR1000核电施工现场较重要的焊接技术和要求，包括主管道和波动管焊接、堆芯仪表管焊接、控制棒驱动机构密封焊等，同时也介绍了土建、常规岛和BOP重要的焊接项目。

概述核岛主设备内主要介质为放射性核物质，其设备制造和安装焊接质量对防止核电厂泄漏造成核物质放射性污染具有特殊性，同时也关系到这些主设备在核安全状态下稳定运行的可靠性和重要性。

1、民用核安全设备焊接特殊性核岛主设备通常包括反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主泵、主管道等反应堆冷却剂系统设备，也是核电厂第二道安全屏障的组成部分。

核岛主设备的制造和安装焊接质量，直接影响反应堆冷却剂系统的完整性，焊缝又是一回路的压力边界，一旦泄漏将会使大量放射性物质向安全壳泄漏。

反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主泵、主管道等核岛主设备，由于长期处于高温、高压和强辐照环境下运行，要求其制造用原材料包括焊接材料具有较高的塑性和韧性，以及良好的焊接性和抗辐照、耐蚀等性能。

同时由于其焊接壁厚较大，焊接工艺较为复杂，通常焊前需要预热，焊后需要热处理，以避免冷裂纹等焊接缺陷的产生。

单条焊缝焊接工作量大，要求焊工在操作过程中严格执行焊接工艺规程，尤其是采用机械化焊接时，要克服麻痹思想，认真操作，加强自检，直至焊接完成。

控制棒驱动机构的耐压壳和热电偶法兰的焊接质量直接影响反应堆调节系统的运行状态。

当调节系统失灵时，有可能危及堆芯的安全。

安全壳是核电厂的第三道安全屏障。

一旦发生一回路管道破裂，也能将大量核放射性物质封住。

钢制安全壳和安全壳钢衬里安装焊缝质量要求较为严格，通常要进行泄漏检验。

2、民用核安全设备焊接重要性核岛主设备通常采用焊接结构，焊接接头与其结构中的母材相比加工条件相差较大，虽然现代焊接技术已使焊接接头的性能接近母材的性能，但其制作仍需要合格的焊接工艺评定才能实现,其焊接质量仍取决于操作焊工的技术水平和工艺过程的控制，因此焊接接头在其结构中属于薄弱环节。

AP1000第三代反应堆系统介绍精讲

45
14
88
房
附加产房 10
10
总数
122
99
55
276 23
建筑模块
管道模块
机械设备模块
24
AP1000的设计特点
25
AP1000建造进度图
26
AP1000 建造进度表
27
建造成本
AP600有很高成本竞争能力，发电成本预计为1300～1500＄/kW，低于“用户要求” 1475＄/kW
610 1933 315.6C 1058
1090 3400 323.9C 1505
1.484
1.447
15.8
13.6
17X17
17X17
145
157
3658
4267
34
AP600
堆芯直径/mm
3361
反应堆压力容器内径 4000 /mm
线功率/（kW/m）
13.45
控制棒/灰棒
45/16
蒸汽发生器传热面/m2 6967.7
西屋公司在开发AP1000之前，已完成了AP600 的开发工作，并于1998年9月获得美国核管会（NRC）的最终设计批准（FDA），1999年12 月则获得NRC的设计许可证，该设计许可证的有效期为15年。
3
先进非能动压水堆AP600概述
设计
1984年EPRI开始发展一项中等规格的600 MW的新型核电站，其目的在于将核电站进行简化并减少成本和提高安全性。这些非能动设计提高了核电站的性能，操纵性，稳定性等
开发
1996年两个小型电站设计的版本发展出来，分别是西屋公司的AP600和通用公司的简型沸水堆。

AP1000核电站主蒸汽管道焊接工艺研究

AP1000核电站主蒸汽管道焊接工艺研究摘要本文就三门AP1000压水堆核电站主蒸汽管道焊接工艺及施工技术进行论述，并对焊接施工的技术难点和控制重点的进行研究，为今后AP1000核电项目主蒸汽管道的焊接提供借鉴。

关键词AP1000；主蒸汽管道；焊接工艺1 工程概况AP1000压水堆核电站每个核反应堆厂房包括两个主蒸汽系统回路。

从核反应堆厂房到核辅助厂房主蒸汽隔离阀的主蒸汽管道核级别为2级，质保级别为QA1级，设计压力为7.52MPa，设计温度为292℃，设计寿命60年；主蒸汽隔离阀以后通往常規岛的管道为核级别为3级，质保QA1级。

每个主蒸汽管道环路有13道现场安装。

2 焊接工艺的确定2.1 焊接工艺的选择主蒸汽管道的材质为SA335 GR P11，属于合金钢，管道为38″非标准管道，壁厚为1.74″。

对于主蒸汽管道焊接，目前国内多数核电站均采用钨极氩弧焊打底（GTAW）+手工焊条电弧焊填充（SMAW）的焊接工艺。

但AP1000核电站中，主蒸汽管道属于LBB管线部分（即Leak before break的缩写），焊接方法要求使用全钨极氩弧焊（GTAW），其他合金钢管道可使用钨极氩弧焊打底（GTAW）+手工焊条电弧焊填充（SMAW）的焊接工艺。

2.2 焊接材料的选择根据主蒸汽管道母材的化学成分和力学性能，确定焊接消耗材料牌号为ER80S-B2，焊材化学成分如表1所示。

2.3 焊接工艺参数考虑到最大限度的覆盖现场安装焊接作业，分别进行了全GTAW方式的焊接工艺评定和GTAW打底SMAW填充和盖面的工艺评定。

主要参数：最大热输入40.29kj/cm，预热温度156℃，层间温度156～195℃，焊后热处理温度620℃保温时间6小时，保护气体为99.99%的氩气[2]。

3 主要焊接工艺3.1 组对及点固焊管道组对间隙为1～5mm，错边量要求0～0.8mm。

组对调整好后，用8～10个圆钢棒对称点焊固定，点固棒的直径范围以点固焊能够在坡口里面为准，且点固棒应沿焊缝周向均匀分布（详见图2），点固焊缝长度应≥20mm。

AP1000核电工程焊接文件

AP1000核电工程焊接文件1. 概述AP1000是西屋公司开发的一种1000MW压水堆核电机组，属于第三代核电技术，广泛采用“非能动”设计概念，利用固有的热工水力特性，简化安全系统的设计，使核电站安全功能不再依赖泵、风机等能动设备的运行。

我国在建的浙江三门核电站和山东海阳核电站，是世界上首次采用AP1000核电技术的项目，工程建设首次采用模块化施工，无论设备制造、模块建造，还是工程施工，焊接质量对核电站的安全起至关重要的作用，而焊接文件直接影响焊接质量。

因此，作为工程管理的主要机构——JPMO（Joint Project Management Organization）十分注重焊接文件的质量，在实践中总结出了行之有效的焊接文件审查措施，并有效地防止和纠正了由于焊接文件缺陷造成的焊接质量问题及不符合项。

此外，AP1000核电站的设计、设备制造和工程建造等大多采用美国标准，材料种类多，常见的有低合金高强钢、不锈钢、锻钢和有色金属等；使用的焊接方法有SMAW、SAW、GMAW、FCAW、GTAW等；不仅模块、设备、工艺管道焊接遵循的标准和要求各有特点，而且焊接文件按照合同要求全部用英文编写。

2. AP1000核电工程常见焊接文件类型核电工程建设要求做到“四个凡事”，即“凡事有章可循、凡事有人负责、凡事有据可查、凡事有人监督”。

焊接作为特殊工艺，无论是我国的核安全法规及导则，还是美国的质量和技术标准，甚至西屋公司技术规格书，都对焊接文件提出了严格的要求。

焊接文件是焊接相关活动必须遵循的规则，是凡事有章可循的重要体现。

AP1000核电工程焊接文件通常包括管理文件和技术文件两大类，管理文件是技术文件得以有效实施的保障，技术文件是实现满足焊接质量要求的依据。

管理文件通常包括：通用焊接管理程序、焊接工艺评定管理程序、焊接材料管理程序、焊接返修程序、焊工及焊接操作工管理程序、热处理管理程序、焊缝编号系统，以及焊工技能评定报告和焊接人员资格表等；技术文件通常包括：焊材采购规程、WPS 和PQR 、焊接及热处理方案、热切割技术规程及焊接变形控制措施等。

第三代压水堆核电站AP1000简介1

– 下部堆芯支撑板
AP1000的RCS主要特点
在RCS中增设了多级自动降压系统，确保非能动堆芯冷却系统运行，实现高、中、低压阶段的安注功能。冷却剂管道采用4进2出的布置，即每一环路有两条冷管段和一条热管段。适应于采用屏蔽泵、有利于泵的维护及半管运行。采用屏蔽电机泵作为反应堆冷却剂泵。具有较高的运行寿命和可靠性，减少维修工作量，消除了因轴封水失效或全厂断电情况下冷却剂泄漏的潜在根源，提高了电厂的安全性和可用率。加大了稳压器的容积，提高了RCS承受瞬态工况的能力，减少了非计划停堆次数。采用一体化顶盖技术，取消了堆芯下部（压力容器底部）贯穿件，将压力容器泄漏的可能性降至最低，降低堆芯裸露风险。
AP1000主要特点---简化
系统、设备、厂房等物项减少－－降低电厂建造成本
设备、厂房数量比较
项目安全级阀各类泵安全级管道电缆抗震厂房容积单位 (只) (台) (m) (106× m) (m3) 1000MW 参考电站 2844 280 33528 2.77 359773 AP1000 592 180 5791 0.366 158640
AP1000非能动安全系统
非能动堆芯冷却系统
AP1000非能动安全系统
① 非能动余热排出系统
非能动余热排出系统，在电厂瞬态、事故工况下，当反应堆正常余热排出系统失效时，利用冷热流体的密度差形成的驱动力，自动排出堆芯的余热。（自然循环）该系统主要设备是非能动余热排出热交换器和相连的管道、阀门。热交换器布置在换料水箱内，可大量吸收反应堆内的余热。当换料水箱内的水达到饱和温度时，箱内产生的蒸汽进入反应堆钢制安全壳，并由安全壳的壁面冷却，使凝水沿钢壳内壁向下流，回到换料水箱内，继续作为热交换器的冷却介质。钢安全壳外，设有非能动安全壳冷却系统，通过给安全壳外喷水和自然对流的空气带走CV热量，实现反应堆余热的排出。

AP1000核电厂凝汽器与低压缸接缸焊接工艺及变形控制

环上。低压缸是改良的双层缸结构，因为其体积
庞大，分为内、外缸，内缸为上、下半缸形式，
图１凝汽器与低压缸具体位置ｌ冬Ｉ
Ｆｉｇ．１Ｃｏｎｄｅｎｓｅｒａｎｄｌｏｗｐｒｅｓｓｕｒｅｃｙｌｉｎｄｅｒｌｏｃａｔｉｏｎ
号、３号、４号的焊缝为接缸焊缝。接缸焊接接头
偏小，造成低压缸外缸与凝汽器膨胀节顶板接口错边（见图４）。
２焊接变形情况分析及初步方案
具体连接形式如图２所示。与其他机组相比，由于
由于上述种种因素导致焊件在三维方向上的整体尺寸大、结构的厚度不一、支撑管及支撑板应力严重失衡。凝汽器与低压缸焊接时，若焊接的数量也少，所以结构整体的刚度较小，自由度变形控制不当，将会导致安装尺寸超标及整体变较大；而焊接接头采用的是单边Ｖ形坡口的Ｔ形接形，影响机组安装质量及施工进度。焊接时如不
１５Ｏ０ｒ／ｍｉ１＂１、单轴、中间汽水分离再热、四
缸、六排汽、反动式凝汽式汽轮机。汽轮机由１
个高压缸和３个双流低压缸组成。低压缸采用双
层缸双流对称结构，高、低压隔板固定在缸体持
排，凝汽器与低压缸为焊接连接。１、２号低压加热器各３台，布置在凝汽器喉部。

AP1000三代核电堆芯补水箱支撑柱焊接变形控制工艺

2013—066(2)上海电气技术J O U R N A I．()F S H A N G H A I E I。

E C T R I C T EC H N O I。

O G Y15文章编号：1674—540X(2013)02—15—04／＼I)l O()()(代核电堆心t J补水箱支撑柱焊接变形控制～r艺程嘉伟，江才林，王天雄(上海电气核电设备有限公司，上海201306)摘要：针对核电A Pl000项目浙江三门2#堆芯补水箱(C M T)的制造，介绍了制造过程中的难点之一一支撑柱焊接的防变形方法。

通过焊接原理分析了支撑柱类产品焊接变形的原因，并提出了结合过程监控、调整焊接参数、调整焊接顺序、反变形、强制固定等措施的综合防变形方法。

将这些防变形措施应用于三门2#C M T支撑柱的焊接，焊接结果满足设计要求。

关键词：A Pl000；堆芯补水箱；支撑柱；焊接防变形中图分类号：TG404；T L374．5文献标识码：AA nt i—def or m at i on M et hod of W el di ng Suppor t C ol um n i n t he3r dG ener at i on of A P1000N ucl ear R eac t or C or e M a keup T ankC H E N G J i a w ei，J I A N G C ai l i n，W ang T i anxi ong(S hanghai El ect r i c N ucl ea r Pow er E qui pm ent C o．，L t d．，Shanghai201306，C hi na)A bst r ac t：()ne of t he di ff i cul t i es i n t he m anuf ac t ur i ng pr oc es s i s t he ant i—def or m at i on m et hod of w el di ngsuppor t col um n，w hi ch is i nt r oduc ed br i ef l y bas ed upo n cor e m akeup t ank of Sanm en2#of A Pl000Pr oj ecti n Z he j i ang．Fi r st l y by w el di ng pr i nci pl es，t hi s pa pe r anal y ses t he r eas ons of w el di ng de f or m at i on i n cor em ake up t a nk(C M T)suppor t col um n．For t hese r eas ons t he pa pe r pr es ent s a ne w i nt eg r at e cont r o l m et hod t o sol ve w el di ng de f or m at i on suc h as t he com bi ned pr oc es s m oni t or i ng，adj us t t he w el di ng pa r am et e r s，adj us t t he w el di ng se quence，ant i—def or m at i on，com pul s or y f i xed m eas ur es．T hen appl yi ng t he cont r o l m et hod t o t heC M T of S a nm e n2#，t he r es ul t s s at i s f y des i gn r equ i r em ent s．K e y w ords：A P l000；cor e m akeup t ank(C M T)；suppor t col um n；c ont r ol m et hod of w e l di ngdefor m at i on浙江三门1#、2#核电机组是我国第一个A Pl000三代核电技术国产化依托项目。

AP1000堆型核电站反应堆装堆技术分析

AP1000堆型核电站反应堆装堆技术分析摘要：本文对AP1000堆型反应堆装堆工作进行描述，结合笔者在核电装堆工作的实际经验，着重分析相关的技术关键点以及在工作过程中可能存在的风险，通过分析并提出相应的预防措施以达到精益施工的要求，为后续大修期间装拆堆工作提供借鉴。

关键词：AP1000；装堆；堆内构件；风险前言：在目前我国核电行业大力发展的背景下，核电的安全性受到更高程度的关注，AP1000堆型核电站作为三代核电技术代表将引领着中国核电的发展，但目前在国际上对于AP1000堆型无成熟的运行、维修经验。

反应堆装堆工作属于核电站的核心工作，主要涉及到的设备有上部堆内构件、下部堆内构件等，均属于核电站中最核心的设备，也是核燃料的反应活性区，在大修期间也拥有着最高的剂量率。

本文通过论述装堆工作内容，抓住关键风险质量控制点，优化工作步骤，合理安排人员，提高工作效率，保证安全质量。

1.反应堆装设备描述反应堆装堆工作主要涉及到设备有：下部堆内构件、上部堆内构件、下部堆内构件主要为核燃料组件提供支撑的作用，并起到合理分配进入堆芯冷却剂流量作用，上部堆内构件主要为控制棒提供导向以及为堆芯仪表提供支撑。

2.反应堆装堆关键点2.1控制区建立反应堆的装堆过程中，对防异物要求非常高，需作为防异物高风险区进行管理，堆内构件、一体化顶盖吊装作业风险高，要严格控制该区域的人员，以此为背景建立作业控制区，通过人员控制以达到异物及安全作业控制。

2.2下部堆内构件吊装关键点1：下部堆内构件从存放区域吊移至压力容器上方。

下部堆内构件通过堆内构件吊具吊装就位至反应堆压力容器内，将下部堆内构件从下部堆内构件存放区域吊出，其吊出高度应高于在通往压力容器吊装通道的最高点，即压力容器密封凸台的高度，经过高度计算得出，在堆内构件吊具导向套下表面高出堆内构件存放架池壁导向柱约1305mm时（此高度可使用激光测距仪进行测量），此时下部堆内构件最底部高出压力容器上表面200mm，记录此时环吊的高度示数H，缓慢将下部堆内构件移至压力容器上方，在此过程中，严格监控吊装路径是否通畅，是否存在干涉情况。

我国正在使用的五种第三代核电技术

我国正在使用的五种第三代核电技术作者：来源：《中国经济周刊》2015年第17期1. AP1000技术AP1000是美国西屋公司研发的一种“非能动型压水堆核电技术”。

2003 年，中共中央作出引进美国西屋 AP1000 技术、合作建设自主化依托项目 4 台机组、在消化吸收引进技术基础上自主创新、成立国家核电技术公司等4项决定。

目前我国应用AP1000技术的主要目标工程包括：山东海阳核电厂1、2号机组和浙江三门1、2号机组。

2. CAP1400CAP1400型压水堆核电机组是国家核电技术公司在消化、吸收、全面掌握我国引进的第三代先进核电AP1000非能动技术的基础上，通过再创新开发出具有我国自主知识产权、功率更大的非能动大型先进压水堆核电机组。

目前，我国应用CAP1400技术的项目为山东荣成CAP1400示范项目1、2号机组，单机容量140万千瓦，设计寿命60年。

该项目已于2014年7月开工建设。

3. 华龙一号“华龙一号”源自中广核 ACPR1000+与中核 ACP1000 两种自主开发的技术，而这两种技术都是由法国阿海珐公司二代 M310 技术改进而来，后者有近20年的发展历史。

“华龙一号”是在我国30余年核电科研、设计、制造、建设和运行经验的基础上，充分借鉴国际三代核电技术先进理念，采用国际最高安全标准研发设计的三代核电机型。

根据国家有关部门的批复，“华龙一号”将在福建福清 5、6 号机组上首堆示范落地。

4. 法国核电技术（EPR）EPR是与美国AP1000并列的当代先进的三代核电技术，是法马通核能公司和西门子联合开发的反应堆，是在国际上最新型反应堆（法国N4和德国建设的Konvoi反应堆）的基础上开发的，吸取了核电站运行30多年的经验。

广东台山核电站一期工程就采用的EPR技术，该工程已于2009年底正式开工。

5. 俄罗斯核电技术（VVER）VVER是前苏联所发展的压水动力堆的简称。

20世纪90年代，俄罗斯在VVER- 1000基础上先后推出了AES-91（V- 428）和AES-92（V- 412）两种机型。

AP1000核电主蒸汽管道焊接工艺

AP1000核电主蒸汽管道焊接工艺摘要：本文通过对AP1000核电站中主蒸汽管道SA335P11的焊接性进行分析研究，针对SA335P11管道材质特性并结合管道焊接特点，从焊接的坡口形式、焊接材料选择、焊接工艺参数、焊接层道分布、焊后热处理等制定了主蒸汽管道的焊接工艺措施。

并通过实践验证了该焊接工艺的可行性和适用性。

关键词：主蒸汽管道；焊接工艺；SA335P11合金钢0、前言AP1000核电是我国从美国西屋公司引进的国际先进的第三代核电技术。

AP1000核电反应堆厂房中有两台蒸汽发生器，每台蒸汽发生器连接一根主蒸汽管道，主蒸汽管道为核岛蒸汽输送到常规岛蒸汽轮机的蒸汽通路。

主蒸汽管道材质SA335 P11，规格为Φ965×44.2mm，设计压力7.52MPa，设计温度292℃，设计寿命60年。

反应堆厂房内的主蒸汽管道采用先漏后破的设计理念，需要全氩弧焊接，其余主蒸汽管道主管的焊接可以采用氩电联焊来完成。

作为AP1000核电现场焊接的重大技术问题，主蒸汽管道SA335P11的焊接意义重大，其焊接工艺研究的成果对AP1000核电的建造有着重要的意义。

1、焊接性分析焊接性是金属材料在一定的焊接工艺条件下获得优质接头的难易程度以及焊接接头能否在使用条件下可靠运行的特性。

常把钢中含碳量的多少作为判别钢材焊接性的主要标志。

AP1000核电主蒸汽管道材质为SA335P11，管道规格为Φ965×44.2mm，其母材的化学成分见表1。

表1母材化学成分注：化学元素成分（%）。

根据国际焊接学会推荐的用于评估低合金高强钢焊接性的碳当量公式[1]：CE=C+Mn/6+(Cr+Mo+V)/5+(Ni+Cu)/15（%）根据表1中的化学成分，计算出AP1000主蒸汽管道SA335P11的碳当量CE=0.55%。

根据冷裂纹敏感指数公式[1]：Pcm=C+Si/30+Mn/20+Cu/20+Ni/60+Cr/20+Mo/15+V/10+5B（%）根据表1中的化学成分，计算出SA335P11的冷裂纹指数P cm=0.27%。