核电站压力容器检测用长柄工具研究
AP1000控制棒驱动机构解析
• 对于操纵员来说，棒束控制组 件是最有效的控制反应性的方 式。可以移动棒束控制组件和 灰棒控制组件在堆内的相对位 置来达到控制堆内反应性的目 的。
控制棒驱动机构概述
• 用于反应性控制的控制棒驱动机构(CRDM) 和控制棒是AP1000反应堆系统(RXS)的一 部分。每个控制棒驱动机构由四个独立的 子组件组成。分别为承压壳体，励磁线圈 组件，销爪组件，以及驱动杆组件。位于 反应堆压力容器顶盖上的一体化顶盖组件 内。CRDM承压壳体构成一回路压力边界， 并提供其他设备的支撑。CRDM外壳的顶 部支撑了棒位置指示器线圈组件。棒行程 罩的上部密封是一个坚固的，一体式结构， 通过与一体化顶盖相连来提供地震情况下 的支撑。
• 控制棒安装于控制棒束组件(RCCA)和灰棒 控制组件（GRCA）下面。RCCA由24根吸 收体棒组成，顶部端塞固定到一个公共连 接件（星型架）上，用来控制相对较快的 反应性变化和轴向功率分布。同样的， GRCA由24根顶部端塞固定到星型架上的 细棒组成，用于负荷跟踪。这些控制组件 提供了一种机械补偿(MSHIM)策略，能减 少反应堆冷却剂系统的调硼操作。控制棒 束组件和灰棒束组件由堆内导向机构支撑。 RCCA和 GRCA的末端与燃料组件的导向 管相接触。
2非安全相关设计基准 • 在反应堆压力容器顶盖移开时，CRDM驱 动杆下端的设计允许维修人员用长柄工具 进行驱动杆和控制棒组件间的远距离连接 或解锁操作。 • 棒位指示系统能提供RCCA 和 GRCA的轴 向位置监测手段。 • RCCA 和GRCA提供了堆芯反应性控制手 段，以维持堆芯功率在所需水平。
3非安全相关的纵深防御功能 无
4 与执照许可相关的其他功能 无
3.3.2 设计基准
1 安全相关设计基准 • CRDM的壳体提供了一个高度一体化的压 力边界，用以包容一回路冷却剂以及溶于 冷却剂或出现在压力容器上封头内部的燃 料裂变产物，承压壳体属于一回路冷却剂 压力边界的一部分。 • CRDM的设计使其在反应堆冷却剂的压力 和温度以及预期的安全壳内部环境之下运 行仍然能够维持自身的功能和结构的完整 性。
核电站压力容器检测用长柄工具研究
核电站压力容器检测用长柄工具研究摘要：为了便于核电站压力容器无损检测装置吊装，设计了一种新颖的长柄工具。
它能满足所有待检焊缝位置要求，且能准确可靠地锁紧检测装置，大大提高了操作人员的操作简易性和可靠性，减少了操作人员在高剂量区停留时间，降低了核辐射对操作人员身体的伤害，具有很高的应用价值。
关键词：核电站，压力容器，无损检测，长柄工具引言核电站压力容器是包容核燃料、防止核物质泄露的关键设备，属于核一级部件。
它长期处于高温、高压、强辐射的恶劣工作环境下，极易产生缺陷。
因此，做好压力容器的无损检测对于保障核电站安全稳定运行、避免核事故发生具有重要意义。
压力容器中有多处待检焊缝，所处的水平高度和周向角度均不相同，距离操作人员所在的桥架十几米至二十米不等。
检测人员根据这些待检焊缝的要求设计了多种自动检测装置，通常直接用环形吊车将检测装置吊装至待检位置，但这样操作不方便、装置落位精度低、吊装稳定性难以控制，有撞坏压力容器壁面的风险等。
本文介绍了一种新颖的长柄工具，它的长度可根据需要自由延伸，能满足压力容器所有待检焊缝检测要求；连接可靠，从设计上杜绝零件坠落，产生事故；设计人性，方便操作人员使用。
结构介绍长柄工具由操作柄组件、延伸杆组件和装置锁紧组件组成。
2.1操作柄组件操作柄组件如图1所示。
吊环、固定板、套筒是其主要组成零件。
吊环主要有两个用途。
一方面操作长柄工具时，操作人员通过转动吊环调整吊装角度，使装置顺利落位；另一方面当不操作长柄工具时，用环形吊车吊住吊环，防止长柄工具意外坠落造成事故。
吊环上开有手指槽，方便人员操控。
为了保证连接可靠性，套筒与支撑板直接焊接在一起。
套筒为中空圆筒结构，使线缆能方便的从工具内部穿过。
2.2延伸杆组件延伸杆组件如图2所示，由延伸杆、连接销、快卸销等零件构成。
延伸杆分别有3m、2.5m、2m、1.5m四种规格，经过组合可满足所有不同高度焊缝高度，最长可延伸21m。
当需要延伸时，将连接销插入延伸杆，旋转连接销，使其上的通孔与延伸杆上的通孔对齐，插入快卸销，即实现了连接。
工作危害分析(JHA)法
工作危害分析法(JHA)一、什么是JHA？工作危害分析（JHA）又称工作安全分析(JSA)是目前欧美企业在安全管理中使用最普遍的一种作业安全分析与控制的管理工具。
是为了识别和控制操作危害的预防性工作流程。
通过对工作过程的逐步分析，找出其多余的、有危险的工作步骤和工作设备/设施，进行控制和预防。
二、主要用途和方法JHA主要用来进行设备设施安全隐患、作业场所安全隐患、员工不安全行为隐患等的有效识别。
从作业活动清单中选定一项作业活动，将作业活动分解为若干相连的工作步骤，识别每个工作步骤的潜在危害因素，然后通过风险评价，判定风险等级，制定控制措施。
三、作业步骤的划分作业步骤应按实际作业步骤划分，佩戴防护用品、办理作业票等不必作为作业步骤分析。
可以将佩戴防护用品和办理作业票等活动列入控制措施。
划分的作业步骤不能过粗，但过细也不胜繁琐，能让别人明白这项作业是如何进行的，对操作人员能起到指导作用为宜。
电器使用说明书中对电器使用方法的说明可供借鉴。
作业步骤简单地用几个字描述清楚即可，只需说明做什么，而不必描述如何做。
作业步骤的划分应建立在对工作观察的基础上，并应与操作者一起讨论研究，运用自己对这一项工作的知识进行分析。
如果作业流程长，作业步骤多，可以按流程将作业活动分为几大块，每一块为一个大步骤，可以再将大步骤分为几个小步骤。
四、危害辨识对于每一步骤都要问可能发生什么事，给自己提出问题，比如操作者会被什么东西打着、碰着；他会撞着、碰着什么东西；操作者会跌倒吗；有无危害暴露，如毒气、辐射、焊光、酸雾等等。
危害导致的事件发生后可能出现的结果及其严重性也应识别。
然后识别现有安全控制措施，进行风险评估。
如果这些控制措施不足以控制此项风险，应提出建议的控制措施。
统观对这项作业所作的识别，规定标准的安全工作步骤。
最终据此制定标准的安全操作程序。
1、识别各步骤潜在危害时，可以按下述问题提示清单提问。
a)身体某一部位是否可能卡在物体之间？b)工具、机器或装备是否存在危害因素？c)从业人员是否可能接触有害物质？d)从业人员是否可能滑倒、绊倒或摔落？e)从业人员是否可能因推、举、拉、用力过度而扭伤？f)从业人员是否可能暴露于极热或极冷的环境中？g)是否存在过度的噪音或震动？h)是否存在物体坠落的危害因素？i)是否存在照明问题？j)天气状况是否可能对安全造成影响？k)存在产生有害辐射的可能吗？l)是否可能接触灼热物质、有毒物质或腐蚀物质？m)空气中是否存在粉尘、烟、雾、蒸汽？以上仅为举例，在实际工作中问题远不止这些。
控制棒PPT
• 当三个线圈接收到成型的顺序激发的脉冲电流后， CRDM便产生插入或提升的动作。CRDM程控供 电装置中的可控硅整流器重复上述步序，棒束便 被提出或插入堆芯。控制棒的提升依靠的是电磁 力，而下插依靠的是重力。CRDM能以114.3 厘 米每分钟（45inch/min）的速度提升或者降低最 大为181.4千克（400磅）的负重（包含驱动杆重 量）。 • 在电厂运行期间，驱动机构的夹持线圈和传递线 圈通电，保持RCCA在一个静止位置。 • 棒位通过安装在棒行程罩外的位置指示器组件内 的48个离散线圈来进行测量。当控制棒驱动杆上 部的铁磁体部分穿过线圈中心线时，每个磁性线 圈能感应到棒的移动和存在。
3其他执照许可设计基准 其他执照许可设计基准 无
• 3.3.3 系统描述
1 控制棒驱动机构
• AP1000的CRDM设计是基于西屋公司经过验证的 成熟设计，已经运用于许多运行中的核电站。 CRDM位于反应堆压力容器顶部，他们与含有中 子吸收材料的RCCA和用于负荷跟踪的GRCA联 在一起。GRCA除了中子吸收能力较弱外，几何 形状和RCCA是一样的。 RCCA • CRDM的主要功能是以设计速度提升或下插53个 RCCA和16个GRCA中的一个指定的组，以此来 控制流过堆芯冷却剂的平均温度(Tavg)――堆芯 功率控制关键参数，同时维持堆芯具有可接受的 中子通量分布。在启动和停堆期间，控制组件的 插入和提出，与反应堆冷却剂硼浓度一起控制堆 芯反应性变化。
• (3)销爪组件 销爪组件包含导向套管、夹持磁极、传递 磁极和两套销爪：分别为传递销爪和夹持 销爪；销爪与驱动杆上加工出来的凹槽进 行咬合。传递销爪在提升磁极的作用下以 每步15.9mm (5/8-inch)的步幅上升或下降， 使驱动杆提升或者下插。当驱动杆移动一 步后，夹持销爪固定驱动杆组件，然后传 递销爪复位，为下一步动作做好准备。
控制棒PPT
2非安全相关设计基准 • 在反应堆压力容器顶盖移开时，CRDM驱 动杆下端的设计允许维修人员用长柄工具 进行驱动杆和控制棒组件间的远距离连接 或解锁操作。 • 棒位指示系统能提供RCCA 和 GRCA的轴 向位置监测手段。 • RCCA 和GRCA提供了堆芯反应性控制手 段，以维持堆芯功率在所需水平。
• CRDM,RCCA和GRCA的设计保证了在正常运行， 中等频率事件，稀有事故，极限事故工况下都能 够履行他们的安全功能。另外，他们的设计能够 在安全停堆地震情况下仍然能履行预期的安全功 能。 • CRDM,RCCA和GRCA的设计限制了反应性引入 的大小和速度，加上反应堆保护系统的动作，即 使如弹棒这样的反应性事故也不会造成燃料损坏、 反应堆冷却剂压力边界破损或者堆芯充分冷却能 力的降低。 • CRDM,RCCA和GRCA的设计使得反应堆能在其 具有最大后备反应性且处于热态时，当最大价值 控制棒处于全部提出位置时，仍然能够维持至少 1％△K/K的次临界度。
3.3.1 功能
1安全相关功能
• CRDM, RCCA, 和GRCA连同RXS和反应堆冷却 剂系统一起执行和/或支持以下安全相关功能 • 反应堆冷却剂压力边界：在电厂所有运行工况下， 控制棒驱动机构（CRDM）外壳属于一回路压力 边界，用来包容反应堆冷却剂和/或堆芯应急冷却 流量，限制放射性释放到安全壳(通过限制冷却剂 泄漏)。 • 堆芯冷却和反应性控制：在偏离正常及故障和异 常工况下，CRDM提供了RCCA和 GRCA提升和 下插的手段，用以控制反应堆功率。堆芯的反应 性依赖于控制棒、冷却剂内溶解硼浓度以及其它 毒物。当反应堆手动或自动触发停堆时，CRDM 断电，RCCA和GRCA依靠重力以所需要的速度 插入堆芯，保障燃料的完整性。
• 为了能使所有的控制棒组一起协同工作，CRDM 须进行统一控制。每个CRDM都隶属于一个特定 的控制棒组，利用这些控制棒组来进行反应性控 制，轴向功率分布控制，或实现反应堆停堆。每 组RCCA或者GRCA中的CRDM动作时能够保持步 调一致。 • CRDM和控制棒组件的设计允许在堆芯寿期的大 部分时间里不调硼地进行负荷跟踪。在电厂正常 运行期间，CRDM的设计允许RCCA和GRCA处于 棒行程内的任何位置。 • CRDM是一种磁力提升机构，当它接收到控制系 统发出的指令序列后，三个励磁线圈即按照相应 的次序励磁，使控制棒组件做步进式的插入或提 起动作。在任何步序循环中，如果线圈的励磁电 流中断，CRDM的设计能保证驱动杆释放，继而， 驱动杆和与之相联的棒束依靠自身的重力全部落 入堆芯。
工作危害分析(JHA)法
工作危害分析法(JHA)一、什么是JHA工作危害分析（JHA）又称工作安全分析(JSA)是目前欧美企业在安全管理中使用最普遍的一种作业安全分析与控制的管理工具。
是为了识别和控制操作危害的预防性工作流程。
通过对工作过程的逐步分析，找出其多余的、有危险的工作步骤和工作设备/设施，进行控制和预防。
二、主要用途和方法JHA主要用来进行设备设施安全隐患、作业场所安全隐患、员工不安全行为隐患等的有效识别。
从作业活动清单中选定一项作业活动，将作业活动分解为若干相连的工作步骤，识别每个工作步骤的潜在危害因素，然后通过风险评价，判定风险等级，制定控制措施。
三、作业步骤的划分作业步骤应按实际作业步骤划分，佩戴防护用品、办理作业票等不必作为作业步骤分析。
可以将佩戴防护用品和办理作业票等活动列入控制措施。
划分的作业步骤不能过粗，但过细也不胜繁琐，能让别人明白这项作业是如何进行的，对操作人员能起到指导作用为宜。
电器使用说明书中对电器使用方法的说明可供借鉴。
作业步骤简单地用几个字描述清楚即可，只需说明做什么，而不必描述如何做。
作业步骤的划分应建立在对工作观察的基础上，并应与操作者一起讨论研究，运用自己对这一项工作的知识进行分析。
如果作业流程长，作业步骤多，可以按流程将作业活动分为几大块，每一块为一个大步骤，可以再将大步骤分为几个小步骤。
四、危害辨识对于每一步骤都要问可能发生什么事，给自己提出问题，比如操作者会被什么东西打着、碰着；他会撞着、碰着什么东西；操作者会跌倒吗；有无危害暴露，如毒气、辐射、焊光、酸雾等等。
危害导致的事件发生后可能出现的结果及其严重性也应识别。
然后识别现有安全控制措施，进行风险评估。
如果这些控制措施不足以控制此项风险，应提出建议的控制措施。
统观对这项作业所作的识别，规定标准的安全工作步骤。
最终据此制定标准的安全操作程序。
1、识别各步骤潜在危害时，可以按下述问题提示清单提问。
a)身体某一部位是否可能卡在物体之间b)工具、机器或装备是否存在危害因素c)从业人员是否可能接触有害物质d)从业人员是否可能滑倒、绊倒或摔落e)从业人员是否可能因推、举、拉、用力过度而扭伤f)从业人员是否可能暴露于极热或极冷的环境中g)是否存在过度的噪音或震动h)是否存在物体坠落的危害因素i)是否存在照明问题j)天气状况是否可能对安全造成影响k)存在产生有害辐射的可能吗l)是否可能接触灼热物质、有毒物质或腐蚀物质m)空气中是否存在粉尘、烟、雾、蒸汽以上仅为举例，在实际工作中问题远不止这些。
能源化工管理国家能源局最新发布标准规程目录
2012-11-09 2013-03-01
6
NB/T 47025-2012 缠绕垫片
JB/T 4705-2000
2012-11-09 2013-03-01
7
NB/T 47026-2012 金属包垫片
JB/T 4706-2000
2012-11-09 2013-03-01
8
NB/T 47027-2012 压力容器法兰用紧固件
2012 年 11 月 9 日
序号
标准编号
标准名称
代替标准
采标号
批准日期
实施日期
1
NB/T 47020-2012 压力容器法兰分类与技术条件
JB/T 4700-2000
2012-11-09 2013-03-01
2
NB/T 47021-2012 甲型平焊法兰
JB/T 4701-2000
2012-11-09 2013-03-01
28
SY/T 10023.1-2012
海上油（气）田开发项目经济评价方 SY/T10023.1-199
法第 1 部分：自营油（气）田
9
29
SY/T 10023.2-2012
海上油（气）田开发项目经济评价方 SY/T10023.2-200
法第 2 部分：合作油（气）田
0
30 SY/T 10046-2012 船舶靠泊海上设施作业规范
1.8/3 kV 电缆
额定电压 1.8/3 kV 及以下风力发电
8
NB/T 31036-2012 用耐扭曲软电缆第 3 部分：扭转试验
2012-10-29 2013-03-01
方法
9
NB/T 31037-2012
风力发电用低压成套开关设备和控 制设备
让小学生认识核辐射小论文1
让小学生认识核辐射小论文单位：大兴镇东后小学姓名：王雨停摘要：2011年3月15日晨，日本福岛第一核电站2号机组发生爆炸，压力控制池受损。
据日本NHK电视台报道，目前，当天风向朝北，风从太平洋吹向日本内陆，估计对日本影响较为严重。
什么是核泄漏，什么是核辐射，它与紫外线辐射有什么区别？核辐射对我们有什么影响，对于核辐射如何防范，关键词：核泄漏、核辐射、紫外线正文：1.认识核泄漏到底是什么？1.1核泄漏的原因核泄漏：核能外泄又称为核熔毁，是种发生于核能反应炉故障时，严重的后遗症。
核能外泄所发出的核能辐射虽远比核子武器威力与范围小，但是却相同能造成一定程度的生物伤亡。
1.2 核泄漏与核辐射的关系核泄漏一般情况下对人类的影响表现在核辐射。
放射性物质以波或微粒形式发射出一种能量，包括阿尔法射线（α）、贝塔射线（β）和伽马射线（γ）。
α辐射只要用一张纸就能挡住，但吸入体内危害大；β辐射是高速电子流，带负电，质量小，用几毫米厚的铝片就可以挡住，皮肤沾上后烧伤明显；γ辐射和X射线相似，能穿透人体和建筑物，危害距离远。
科学研究证明，少量的辐射照射对人体是无害的，只有核爆炸或核电站事故泄漏的放射性物质超标才能大范围地造成人员伤亡。
2.核辐射的秘密2.1核辐射的途径核泄漏一般的情况对人员的影响表现在核辐射，也叫做放射性物质，放射性物质可通过呼吸吸入，皮肤伤口及消化道吸收进入体内，引起内辐射，y辐射可穿透一定距离被机体吸收，使人员受到外照射伤害。
放射性物质的衰变中产生电离辐射。
它能破坏人体组织里分子和原子之间的化学键，可能对人体重要的生化结构与功能产生严重影响。
2.2 核辐射的危害人体被核辐射形成放射病的症状有：疲劳、头昏、失眠、皮肤发红、溃疡、出血、脱发、白血病、呕吐、腹泻等。
有时还会增加癌症、畸变、遗传性病变发生率，影响几代人的健康。
一般讲，身体接受的辐射能量越多，其放射病症状越严重，致癌、致畸风险越大。
我们的身体会尝试修复这些损伤，但是有时损伤过于严重或涉及太多组织与脏器，以至于不可能修复。
核反应堆压力容器超声检测技术
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目录
• 引言 • 核反应堆压力容器概述 • 超声检测技术基础 • 核反应堆压力容器超声检测应用 • 超声检测技术优缺点分析 • 展望与未来发展趋势
01
引言
目的和背景
目的
确保核反应堆压力容器的安全运行，预防事故发生。
背景
核反应堆压力容器是核电站关键设备之一，其安全性对整个核电站的运行至关 重要。超声检测技术作为一种无损检测方法，可用于检测压力容器内部和外部 的缺陷。
国际合作与交流加强
要点一
开展国际合作
加强与其他国家和地区在超声检测技术方面的合作， 分享经验和技术成果，推动国际标准的制定和应用。
要点二
加强学术交流
积极参与国内外学术会议和研讨会，与同行专家进行 深入交流和讨论，提高超声检测技术的水平和影响力 。
THANKS
感谢观看
焊接质量
焊接过程中易出现气孔、 夹渣和热裂纹等缺陷，需 严格控制焊接质量。
安装调试
压力容器安装完成后需进 行调试，确保密封性、强 度和稳定性符合要求。
常见焊接问题等，可能导致压 力容器强度降低或产生疲 劳裂纹。
使用磨损
长时间使用后，压力容器 表面可能出现腐蚀、磨损 和疲劳裂纹，需定期检查 与维修。
测物体的内部结构和缺陷。
超声检测设备
超声检测仪器
通常由超声波发生器、探头、接收器和数据处理 系统组成。
探头类型
根据检测需求，可选择不同类型和频率的探头， 如纵波探头、横波探头和表面波探头等。
耦合剂
用于将探头与被检测物体表面紧密接触，以减小 空气阻力和提高信号传输效率。
超声检测方法
日本核电站的压力容器与核电站设备检测
日本核电站的压力容器与核电站设备检测核能作为现代社会中重要的能源来源，发展核电站是各国的共同选择。
而作为核电站的核心设备，压力容器及其设备检测成为确保核电站安全运行的关键环节。
本文将探讨日本核电站中压力容器及其设备检测的相关内容。
一、日本核电站压力容器的功能与重要性核电站中的压力容器是一种密封的钢制容器，主要用于储存燃料棒和控制核能反应。
其通过容器内高压水的循环，将热量传递给发电机组，使其产生蒸汽驱动发电。
因此，核电站的压力容器的功能主要包括储存燃料、传递热能以及控制反应堆的工作状态。
核电站的压力容器具有重要的安全性要求。
一旦发生压力容器的泄漏或爆炸，可能导致辐射物质的泄露，对周围环境和人体健康带来严重危害。
因此，保证核电站的压力容器的安全性至关重要。
二、日本核电站设备检测的重要性核电站设备检测是保证核电站安全性的重要环节。
通过对核电站设备的定期检测和维护，可以及时发现设备的故障和隐患，预防事故的发生。
核电站设备检测主要包括以下几个方面：1. 物理检测：对核电站的压力容器的物理性能进行检测，如强度、材料的裂纹、变形等。
通过物理检测，可以判断设备的工作状态，发现设备的潜在问题。
2. 化学检测：对核电站的设备及冷却系统中的化学成分进行检测，以保证冷却介质的质量和化学性能的稳定性。
化学检测可以预防冷却介质中的杂质和腐蚀物质对设备造成的损害。
3. 辐射检测：核电站是存在放射性物质的场所，因此辐射检测是核电站设备检测中的重要环节。
通过对辐射水平的检测，可以判断设备的辐射程度，保证人员的安全。
4. 温度和压力检测：核电站设备在运行过程中，温度和压力是需要持续监测的参数。
通过温度和压力检测，可以及时发现设备运行异常，确保设备的工作状态。
三、日本核电站设备检测的方法和技术日本核电站设备的检测主要采用以下几种方法和技术：1. 超声波检测：通过超声波的传播和回波，对压力容器进行内部和外部的检测。
通过声波的反射和衰减，可以判断设备的材料是否存在损伤和缺陷。
核工反应堆压力容器介绍(共34张PPT)
作用：将磁极、销爪以及驱动杆等 密封在内；防止高温冷却剂泄 漏。
连接方式：通过螺纹与压力容器顶 盖上的管座连接并焊接密封。
棒行程罩：
作用：为驱动杆提供向上运动的空间。
连接方式：通过螺纹与压力罩连 接并焊接密封。
2.操作线圈
作用：
作用：操纵销爪组件动作。
组成：
提升线圈、传递线圈、夹持线圈。
铜线绕制，外有线圈盒。 供电：
4 局部中子注 量率仪表导管。
三、堆芯上 部支承结构
包括：
导向筒支承板
堆芯上栅格板
支承柱 压紧弹簧
控制棒导向筒
热电偶柱
堆芯上部支承结构的作用：
1、将堆芯组件定位、压紧，防止因冷却剂流动的水力作用使堆芯 组件向上移动。 2、保证控制棒的对中并起导向作用。
3、支承堆芯冷却剂出口温度测量装置。
1、导向筒支承板
一、反响堆压力容器功能
包容堆芯 冷却剂压力边界 放射性物质屏障 承受载荷
二、反响堆压力容器材料
选材原那么：
纯度和均匀性 足够的强度和韧
性
较低的辐照敏感 性
导热性能好 易加工本钱低
Mn-Mo -Ni 低碳合金钢， 内堆焊5mm 不锈钢涂层
导热率是不锈钢的３ 倍
热膨胀系数比不锈钢 小1.5倍
奥氏体不锈钢在快中 子作用下产生脆化效 应
为防止高温水中材料 腐蚀问题，堆焊不锈 钢涂层。
三、反响堆压力容器结构
从上到下：
１、反响堆容器顶盖
顶盖本体〔3吊耳，1排气管， 61+4管座〕 顶盖法兰〔58个螺栓孔〕
2、反响堆容器筒体 筒体法兰〔58个未穿透螺孔，O形密封环， 泄漏探测管，支承台肩，定位键槽〕
接管段和接管〔6个〕
标本兼治遏制重特大事故工作思路及要求
1986年1月28日，“挑战者”号航天飞机在起飞 后短短73秒之后发生爆炸坠毁。起因只是由于 一个小小的O型圆圈出现故障，损失：55亿美元。
4、消除危险状态的方法
消除危险状态的有效方法： 危险源辨识、 风险评价、 风险控制。
1、危险源辨识
几个重要的概念
危险源的定义是什么？
可能导致伤害或疾病、财产损失、 工作环境破坏或这些情况组合的 根源或状态或行为。
车间（工段、区、队）级岗前安全培训内容包括：
（一）工作环境及危险因素； （二）所从事工种可能遭受的职业伤害和伤亡事故； （三）所从事工种的安全职责、操作技能及强制性标准； （四）自救互救、急救方法、疏散和现场紧急情况的处理； （五）安全设备设施、个人防护用品的使用和维护； （六）本车间（工段、区、队）安全生产状况及规章制度； （七）预防事故和职业危害的措施及应注意的安全事项； （八）有关事故案例； （九）其他需要培训的内容。
案例3、洛杉矶地铁相撞事故
2008年9月12日，加利福尼亚发生了历史上最为惨 重的列车相撞事故——洛杉矶地铁相撞事故。损失： 5亿美元。事故原因是由于城市地铁司机当时正忙
于发短信而误闯红灯所致。
2、消除不安全行为的方法
造成不安全行为的两种类型
人为错误 （不注意）
不 安 全 行 为
导致风险的行动
看错、听错 一时忘了 无意识的动作 不留神、心不在焉
太麻烦 可能没问题 只有一点 因为大家都这么做
着急、疲劳、不习惯
心 没问题
理 方 太麻烦
面 特
不会被批评
征 谁也没注意
看错了
生 理
看漏了
方
面
听错了
特
征
误解了
抄近道・省略行为
压力容器安全技术监察规程
压力容器安全技术监察规程质技监局锅发[1999]154号第一章总则第 1 条、为了保证压力容器的安全运行，保护人民生命和财产的安全，促进国民经济的发展，根据《锅炉压力容器安全监察暂行条例》的有关规定，制定本规程。
第2条、本规程适用范围如下：1、本规程适用于同时具备下列条件的压力容器：（1）、最高工作压力（P w）（注1）大于等于0.1Mpa(不含液体静压力,下同);（2）、内直径(非圆形截面指其最大尺寸)大于等于0.15m,且容积(V)(注2)大于等于0.25m3;（3）、盛装介质为气体液化气体或最高工作温度高于等于标准沸点液体。
(注3)2、本规程第三章、第四章和第五章适用于下列压力容器；（1）、与移动压缩机一体的非独立的容积小于等于0.15m3的储罐、锅炉房内的分气缸;（2）、容积小于0.25m3的高压容器;（3）、深冷装置中非独立的压力容器、直燃型吸收式制冷装置中的压力容器、空分设备中的冷箱；（4）、螺旋板换热器；（5）、水力自动补气气压给水（无塔上水）装置中的气压罐，消防装置中的气体或气压给水（泡沫）压力罐；（6）、水处理设备中的离子交换或过滤用压力容器、热水锅炉用膨胀水箱；（7）、电力行业专用的全封闭式组合电器（电容压力容器）；（8）、橡胶行业使用的轮胎硫化机及承压橡胶模具。
3、本规程适用于上述压力容器所用的安全阀、爆破片装置、紧急切断装置、安全联锁装置、压力表、液面计、测温仪表等安全附件。
4、本规程适用的压力容器除本体外还应包括：（1）、压力容器与外部管道或装置焊接连接的第一首环向焊缝的焊接坡口、螺纹连接的第一个螺纹接头、法兰连接的第一个法兰密封面、专用连接件或管件连接的第一个密封面；（2）、压力容器开孔部分的承压盖及其紧固件；（3）、非受压元件与压力容器本体连接的焊接接头。
第3条、本规程不适用于下列压力容器：1、超高压容器。
2、各类气瓶。
3、非金属材料制造的压力容器。
4、核压力容器、船舶和铁路机车上的附属压力容器、国防或军事装备用的压力容器、真空下工作的压力容器（不含夹套压力容器）、各项锅炉安全技术监察规程适用范围内的直接受火焰加热的设备（如烟道式余热锅炉等）。
核电十大工具
PPE 脚手架 高空作业 受限空间 临时用电
消防/动火作业 手动电动工具
十大培训模块
闭锁挂牌 起重吊装 急救
1.5 HSE培训/实操技能评估中心
受限空间培训模块：主要用于现场受限空间作业人员 和相关管理人员的技能评估，
包括受限空间作业许可证流程实训、人员携工器具进出受限空间实训、人员救援
实训等。
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示例中7月2日中显示信息：“1-g.i.p”表 示检查检查内容为脚手架/高空作业/PPE专 项检查；检查人员是g.张某、i.王某、p.李 某；检查时间为7月2日。
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2.1十大HSE管理工具—— （4）HSE领先指标卡
为提高项目现场HSE预测预警能力，引进美国VOGTLE核电项目 “HSE领先指标” 主动预测工具。结合依托项目实际，从HSE管理活动中选择最关键的要素开发13 类HSE领先指标卡。动员项目部员工现场观察填报每项指标的安全数量、风险数量 和重大风险数量。
“绿、白、蓝、黄”季度检查标记
脚手架检查信息牌
1.3 十大HSE管理工具——（6）HSE停工授权
HSE 停工授权是由公司总经理签字授权发布，提醒员工现场发现危及自身、他人 危险时，有权叫停相应的施工活动。主要对从事风险作业的员工（采购中心监造
人员、调试中心现场调试人员及项目部全体人员）实施授权发放。倡导“员工的
标识岗位身份的反光背心
HSE专项培训授权帽贴
2.1十大HSE管理工查可视化，主要通过检查色标直观反映现场设备设施的检查状态：
• 对现场设备、工机具季度检查合格后按季度次序挂设“绿、白、蓝、黄”检查色标； • 脚手架检查验收分别挂设“合格” /“绿色”或“不合格” /“红色”信息牌。
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反应堆压力容器螺栓孔与螺栓连接件专用检修设备
反应堆压力容器螺栓孔与螺栓连接件专用检修设备李江连(中国核动力研究设计院,成都,610041)摘要简要叙述了中国核动力研究设计院进行的核岛专用检修设备的研制工作,描述了反应堆压力容器(RPV)螺栓孔与螺栓连接件的检修工艺流程。
围绕该工艺流程,从功能、结构、特点等方面介绍了为大亚湾核电站研制的RPV 法兰模拟体、螺栓孔螺纹闭路电视(CCTV)自动检查仪、螺栓孔螺纹膨胀梳刀、螺栓孔螺纹面抛光机、螺栓孔螺纹面上油机、螺栓孔螺纹铣削机、螺栓孔螺纹观察镜及螺栓螺母清洗机,并对专用检修设备的实际使用情况作了介绍。
关键词核电站反应堆压力容器专用检修设备螺栓孔与螺栓连接件1999年2月24日收到初稿,1999年3月6日收到修改稿。
Vol.20.No.4Aug.1999核动力工程Nuclear Power Engineering第4期年8月第20卷19991前言RPV 螺栓孔与螺栓连接件专用检修设备研制在我国核电领域还是一项空白。
RPV 与混凝土结构和蒸汽发生器、主泵等许多重大设备相连,接口繁多,造价昂贵,而RPV 螺栓孔是其关键部位之一。
因此,RPV 的检修工作不得对被检修部位造成任何对其功能有影响的伤害。
设备技术要求高,研制难度大,业主对专用检修设备研制工作慎之又慎。
有的设备如RPV 螺栓孔螺纹膨胀梳刀是在业主拟向法国采购的情况下,项目主持者决定研制的一项技术难度大的专用检修设备。
在大亚湾核电站现场,专用检修设备通过了由业主组织的有法国法马通海外检修公司FRAMEX 专家参加的验收。
RPV 螺栓孔与螺栓连接件计划性的检修是从螺栓经拉伸机松驰和Robot 拧出RPV 法兰螺栓孔后开始,对螺栓孔和螺栓连接件分别进行清洗、检查、修整、上油后再重新把螺栓拧入到螺栓孔止。
这个检修过程构成了一个相对完整的工艺线。
其工艺流程如图1所示。
2设备介绍2.1RPV 法兰模拟体RPV 法兰模拟体是将RPV 法兰和顶盖两个部件的局部若干相关接口有机地结合为一体,在尺寸和精度上采用对四分之一实物进行1 1模拟制做的一台综合性模拟实验台架。
核电厂运行防人因失误工具的使用
核电厂运行防人因失误工具的使用发布时间：2021-06-29T07:08:05.524Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年26期作者：李春航[导读] ：在核电厂运行期间，有必要从事与化学有关的各种任务，例如化学分析，化学采样和仪器维护。
其中，化学采样是其他化学工作的核心和基础。
尽管系统和设备在开发过程中已经相对成熟，但是由于采样范围广，频率高，并且某些采样操作更加复杂，所以容易出现采样偏差，从而导致结果不准确。
为了减少这些情况的发生并进一步减少失误，非常有必要结合实际的采样要求并合理使用反人为失误工具。
李春航福建福清核电有限公司福建福清 350318摘要：在核电厂运行期间，有必要从事与化学有关的各种任务，例如化学分析，化学采样和仪器维护。
其中，化学采样是其他化学工作的核心和基础。
尽管系统和设备在开发过程中已经相对成熟，但是由于采样范围广，频率高，并且某些采样操作更加复杂，所以容易出现采样偏差，从而导致结果不准确。
为了减少这些情况的发生并进一步减少失误，非常有必要结合实际的采样要求并合理使用反人为失误工具。
关键词：反人为失误工具；核电站；利用引言在电力行业中，提高管理水平以减少人身伤害的发生并确保工人的安全是安全管理的主要目标。
统计数据显示，在核电公司的各种安全事件中，与人为失误有关的事件所占比例约为60至70。
可以看出，通过控制人为失误行为，可以减少安全事故，并可以防止人身安全事故。
本文着重介绍核电厂人为失误预防工具在确保人身安全中的应用，以期提高工人人身安全的重要性并提高电厂的安全管理水平。
1反人为失误工具的类型根据调查，在化学采样过程中的各种失误中，有65的事件是人为失误引起的。
通过使用反人为失误工具，可以减少70的失误。
当前在核电站中使用的防止人为失误的工具可以分为两种类型：基本类型和方案类型。
在化学采样过程中，操作员不仅将在整个过程中使用基本工具，还将在执行特殊操作任务时使用情境工具，例如独立验证和监视。
日本核泄漏原因与对策
⽇本核泄漏原因与对策1.问题重述核反应堆屏蔽层使⽤⼀定厚度的铅把把反应堆四周包围起来，⽤以阻挡或减弱反应堆发出的各种射线。
在各种射线中，中⼦对⼈体的伤害最⼤，因此，屏蔽设计，主要是了解中⼦穿透屏蔽层的百分⽐（或概率），问题的关键是：如何设计屏蔽层，是中⼦的穿透率最⼩（在不对⼈体产⽣伤害的请况下），并且是建造的造价最⼩。
问题难点是：中⼦在屏蔽层中的运动分析，种⼦每两次碰撞之间的路程不确定，从⽽导致中⼦相对初始位置的⽔平位移就没办法确定，是问题复杂化。
除此之外，两次碰撞后的⽅向也⽆法确定，当然这也是造成位移⽆法确定的重要原因之⼀。
每次碰撞都是随机的，本⽂需要解决的问题有：问题⼀：假设屏蔽层D=3d，在⼤数定理的意义下，中⼦穿透屏蔽层的百分⽐是多少？对于本题利⽤蒙特卡罗模拟试随机产⽣数据来解决，再根据M—C模拟是⼀种近似求解概率的⽅法来确定中⼦传⼊屏蔽层后的运动情况（出现1,：返回反应堆；2：中⼦穿透屏蔽层；3：中⼦在屏蔽层中被吸收。
）。
问题⼆：在实际应⽤中，要求中⼦穿透屏蔽层的概率极⼩，⼀般数量极为-，即穿透屏蔽层的中⼦数若为⼏百万个，也只能有⼏个中⼦传出屏蔽1061010-~10-？和问题⼀的模型⼀样，并根层。
多厚的屏蔽层才能使它被穿透的概率⼩于6据问题⼀的结论来模拟问题⼆的结果，计算出多厚的屏蔽层才能使它被穿透的概10-。
率⼩于6问题三：根据上述估计分析，并查阅相关资料⽂献，尝试为⽇本福岛核泄露事件的核危机⼯作提出有效的预防管理和善后处理建议。
2. 模型假设与符号说明2.1 模型的假设假设1：假定屏蔽层是理想的均匀铅质平板，平⾏板厚度为3=，其中dD d为两次碰撞之间中⼦的平均游动距离。
假设 2：假定中⼦在X 轴上的位置表⽰为i X ,中⼦运动的⽅向与X 轴的夹⾓为i θ。
假设3：以初速0υ和⽅向⾓α射⼊屏蔽层，运动⼀段距离后，在0X 处与铅核碰撞，速度和⽅向发⽣改变，变为()11,V θ。
假设4：中⼦碰撞后的散射⾓服从[]0,2π的均匀分布，中⼦在屏蔽层内相继两次碰撞之间游动的距离服从指数分布。
反应堆压力容器辐照监督
2 超前因子
超前因子是指辐照监督管内试样的中子注量 渊E跃 1MeV 冤 与 所 代 表 的 RPV 相 应 部 位 内 表 面 渊 峰 值 冤 中 子 注 量 处 的 中 子 注 量 之 比 遥 在 ASTM E185 - 02 中 对 超 前 因 子 的 定 义 是 院 The ratio of the neutron fluence rate at
RTNDT = RTNDTi + 吟 TCV 渊 吟 TCV 取 吟 T56J 与 吟 T0 . 89mm 的 大 值冤
母材和焊缝金属因辐照效应所导致的参考韧脆转 变 温 度 变 化 值 渊 吟 RTNDT 冤 的 预 测 值 袁 可 参 照 RCC - M 附 录 ZG3430 公 式 进 行 计 算 院
辐照监督管中的力学性能试验分为夏比 V 冲击试 验尧落锤冲击试验尧拉伸试验尧紧凑拉伸试验和弯曲试 验四类遥 3.3.1 冲击试验
a尧冷态试样 冷态试样进行的冲击试验包括夏比 V 冲击试验和 落锤冲击试验遥 进行冷态试样的夏比 V 冲击试验是为 了 确 定 RPV 材 料 的 初 始 RTNDT 袁 包 括 堆 芯 筒 体 尧 下 封 头 过渡段与堆芯筒体间的焊缝熔敷金属和对应的热影响 区金属遥 b尧辐照后试样 辐照后的试样需进行夏比 V 冲击试验袁 试样包括 母材尧焊缝金属尧热影响区金属及参考材料袁冲击实验 结果用于绘制冲击韧性曲线尧 侧膨胀量曲线和韧性断 面曲线遥 在得到各组试样的试验参数后袁 结合冷态试 样 试 验 获 得 的 无 脆 性 转 变 温 度 渊 TNDT 冤 和 初 始 参 考 转 变 温 度 渊 RTNDTi 冤 袁 按 照 以 下 公 式 计 算 出 辐 照 后 的 RTNDT 值 院
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核电站压力容器检测用长柄工具研究
摘要：为了便于核电站压力容器无损检测装置吊装，设计了一种新颖的长柄工具。
它能满足所有待检焊缝位置要求，且能准确可靠地锁紧检测装置，大大提高了操作人员的操作简易性和可靠性，减少了操作人员在高剂量区停留时间，降低了核辐射对操作人员身体的伤害，具有很高的应用价值。
关键词：核电站，压力容器，无损检测，长柄工具
引言
核电站压力容器是包容核燃料、防止核物质泄露的关键设备，属于核一级部件。
它长期处于高温、高压、强辐射的恶劣工作环境下，极易产生缺陷。
因此，做好压力容器的无损检测对于保障核电站安全稳定运行、避免核事故发生具有重要意义。
压力容器中有多处待检焊缝，所处的水平高度和周向角度均不相同，距离操作人员所在的桥架十几米至二十米不等。
检测人员根据这些待检焊缝的要求设计了多种自动检测装置，通常直接用环形吊车将检测装置吊装至待检位置，但这样操作不方便、装置落位精度低、吊装稳定性难以控制，有撞坏压力容器壁面的风险等。
本文介绍了一种新颖的长柄工具，它的长度可根据需要自由延伸，能满足压力容器所有待检焊缝检测要求；连接可靠，从设计上杜绝零件坠落，产生事故；设计人性，方便操作人员使用。
结构介绍
长柄工具由操作柄组件、延伸杆组件和装置锁紧组件组成。
2.1操作柄组件
操作柄组件如图1所示。
吊环、固定板、套筒是其主要组成零件。
吊环主要有两个用途。
一方面操作长柄工具时，操作人员通过转动吊环调整吊装角度，使装置顺利落位；另一方面当不操作长柄工具时，用环形吊车吊住吊环，防止长柄工具意外坠落造成事故。
吊环上开有手指槽，方便人员操控。
为了保证连接可靠性，套筒与支撑板直接焊接在一起。
套筒为中空圆筒结构，使线缆能方便的从工具内部穿过。
2.2延伸杆组件
延伸杆组件如图2所示，由延伸杆、连接销、快卸销等零件构成。
延伸杆分别有3m、2.5m、2m、1.5m四种规格，经过组合可满足所有不同高度焊缝高度，最长可延伸21m。
当需要延伸时，将连接销插入延伸杆，旋转连接销，使其上的通孔与延伸杆上的通孔对齐，插入快卸销，即实现了连接。
快卸销头部有个按钮，
按下按钮，销杆上的弹珠收拢，即可插拔快卸销；松掉按钮，销杆上的弹珠弹出顶住延伸杆，连接被锁定。
这种结构使得只有通过操作人员主动动作才可拆除连接，避免连接销意外脱落，造成意外事故的发生。
延伸杆上开有小孔，用钢丝绳系住钢丝绳穿过小孔，可防止快卸销坠落造成异物坠落事件。
2.3装置锁紧组件
装置锁紧组件由锁紧气缸、驱动盘、锁紧指及定位壳组成如图3所示。
定位壳上有三个凸起块，它插入装置上连接机构的凹槽里，防止装置发生转动。
驱动盘通过锁紧气缸固定在定位壳的内部。
气缸伸出，推动驱动盘上升，使锁紧指收回至定位壳内，长柄工具与检测装置脱开；气缸缩回，拉动驱动盘下降，使锁紧指伸出定位壳，长柄工具锁紧检测装置。
由于锁紧状态下锁紧指与驱动盘间作用力的方向垂直于重力方向，所以实现了自锁，不会发生由于装置过重导致锁定失效的情况。
3.1长柄工具重量计算
作为一个人工操作的工具，操作的便利性与工具的重量密切相关。
如工具过重，则给操作人员带来了困难。
在压力容器检测过程中，容器始终是充满水的状态，因此，长柄工具操作重量的计算需考虑浮力的影响。
在此我们仅计算当所有延伸杆全部装上时长柄工具的重量，即最大操作重量，则：
长柄工具使用时操作柄组件在水上，而延伸杆组件及装置锁紧组件在水下，F浮=ρgV排=ρg（V延伸杆组件+V装置锁紧组件）=344N，而G操作=64.8-34.4=304N。
因此，当所有延伸杆全部装上时，长柄工具重30.4kg，设检测装置重30kg，则操作人员操纵的最大总重量约为60kg，两个操作人员可轻松操纵。
3.2吊环强度校核
我们对长柄工具的关键零件进行了强度校核。
以吊环为例，从上面计算可知，长柄工具的最大操作重量为60kg。
此时吊环所受的力有F操作和操作重量G操作。
由于长柄工具不与其它机构有刚性连接，不存在扭矩和弯矩。
将用INVENTOR软件进行应力分析得到结果如图4、图5所示：
从图中可见，吊环最大应力和最大应变点均在桁车吊钩所挂位置，最大应力为6.89MPa，远低于铝6061-T6的屈服强度276Mpa；最大应变也仅为9.139*10-5，因此，吊环结构设计合理。
总结
本文介绍了一种新颖的长柄工具，它能将无损检测装置吊装至压力容器待检焊缝；通过计算校核，其使用稳定可靠，目前已经在我公司厂房得到了运用，有
重要的应用价值。
参考文献
[1]R.G.米勒，C.法伦，R.C.穆奇.模块化长柄工具部件系统[P].中国专利：CN103068533A，2013 04 24
[2]张富源，曾辉.秦山核电二期工程蒸汽发生器与稳压器专用吊装工具自主化设计[J].核动力工程.2003（S1）。