AP1000项目核电稳压器重型支撑制造工艺研究

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AP1000与CPR1000核电站系统中稳压器设备对比分析

AP1000与CPR1000核电站系统中稳压器设备对比分析孙楠楠
【期刊名称】《东方电气评论》
【年(卷),期】2018(032)003
【摘要】本文简要介绍了稳压器设备在核电站系统中的功能,对三代核电AP1000及二代改进型CPR1000核电站系统中稳压器设备的结构、材质及技术参数分别进行研究,对两种堆型的稳压器设备的关键制造工艺进行了详细的对比分析.通过比较,得出三代核电AP1000稳压器在核电安全稳定运行方面具有更多优势.
【总页数】4页(P78-81)
【作者】孙楠楠
【作者单位】东方电气股份有限公司, 成都610036
【正文语种】中文
【中图分类】TM623
【相关文献】
1.采购质量监造信息系统在AP1000核电站设备监理中的应用 [J], 董泽忠
2.CPR1000与AP1000反应堆功率控制系统控制策略对比分析 [J], 张瑜;陈杰;陈冬雷;雷晴
3.Wi-Fi无线电话系统在AP1000核电站中的应用 [J], 刘兆利
4.CPR1000/EPR/AP1000蒸汽发生器液位控制系统对比分析 [J], 苟晓龙;张宏亮;张龙强;李公杰;董孝胜
5.AP1000与CPR1000堆外核测系统对比分析 [J], 徐世豪;谢维波;徐海燕;彭浩;吴志强
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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。

AP1000主要设备的制造技术

AP1000主要设备的制造技术AP1000是2回路的百万千瓦级压水堆。

它采用了非能动安全系统，在减少发电站设备、安全、可靠性和减少投资成本等方面做出了突出了改进。

AP1000堆型的关键技术概念在于系统简化，从而使AP1000机组的建设周期缩短、造价降低，运行和维护简便。

斗山重工目前正在参与AP1000的设计，并将利用自己的制造经验和先进的技术，为中国的AP1000项目提供主要设备，如压力容器、蒸发器和一体化顶盖组件。

Manufacturing Technologies for AP1000 main componentsTae-Woo kimAbstract: The AP1000 is a two-loop 1000 MW pressurized water reactor (PWR). It uses passive safety systems to provide significant and measurable improvements in plant simplification, safety, reliability, investment costs. Simplicity is a key technical concept in the AP1000. It makes the AP1000 easier and less expensive to build, operate, and maintain.Currently, Doosan is participating in the design of AP1000 and will provide main components, such as reactor vessel (RV), steam generator (SG) and integrated head package (IHP) in AP1000 China projects with many manufacturing experiences and high quality technology.I 压力容器、蒸发器和一体化顶盖组件的技术特征1．1 压力容器表 1.1 压力容器的技术数据压力容器与西屋公司标准3回路核电站的压力容器相同，只是接管部分进行了调整以适应2回路的要求。

试论AP1000反应堆压力容器的制造难点与监造应对措施

试论AP1000反应堆压力容器的制造难点与监造应对措施摘要：AP1000反应堆压力容器作为AP1000核电站中的最为重要的承压容器之一，能有效包容放射性产物控制和减少核电从业人员、电站各类仪器设备在运行过程中受到的辐射，是核电厂一道重要的安全屏障。

但是由于AP1000反应堆压力容器结构组成较为复杂，其在制造过程中还存在一定难点，对于AP1000反应堆压力容器制造质量和实际作用效果也有很大的影响。

基于此，就应在AP1000反应压力容器制造过程中制定一系列监造应对措施，改善相应设备制造缺陷。

关键词：AP1000反应堆压力容器；制造难点；监造应对措施引言与普通压力容器相比，AP1000反应堆压力容器在材料选择，工艺设计、过程质量控制、最终产品检验等方面都提出了更高的要求使其能够承担起核电厂一道重要的安全屏障的职能。

受诸多因素的影响，在AP1000反应堆压力容器制造时还存在一些难点，直接影响AP1000反应堆压力容器的制造难度、质量与制造周期，继而可能影响核电项目的按期、顺利投产，阻碍我国社会经济发展水平提升。

1AP1000反应堆压力容器制造难点1.1大锻件制造缺陷大锻件作为AP1000反应堆压力容器中重要组成部分，其对于提升压力容器抗压能力起到无可替代的作用。

但是由于相关人员对AP1000反应堆压力容器中大锻件加工工艺、过程质量控制、质量监督不完善等原因，在进行大锻件加工制造时就可能产生一些缺陷。

此外有关部门所采取的大锻件加工制造方法还存在一定不合理的地方，如果不能有效改善各项加工模式，不仅影响大锻件加工制造质量，对于AP1000反应堆压力容器承压效果也有很大的影响。

而且在完成大锻件加工制造之后，由于无损检测人员的技能个体差异、对验收标准理解不全面、缺陷检测遗漏等情况，都可能导致大锻件中潜藏的缺陷不能被及时发现。

大锻件在锻造、热处理过程中，加热和冷却速度仍不能做到精细化控制，长此以往，必然导致AP1000反应堆压力容器中大锻件加工制造出现问题。

AP1000核岛屏蔽墙电气贯穿件套管及支架施工工法(2)

AP1000核岛屏蔽墙电气贯穿件套管及支架施工工法一、前言AP1000核岛屏蔽墙电气贯穿件套管及支架施工工法是在AP1000核岛建设中用于电气贯穿件套管及支架施工的一种方法。

该工法的特点是高效、安全、可靠，并且能够满足AP1000核岛建设的要求。

本文将对该工法的特点、适应范围、工艺原理、施工工艺、劳动组织、机具设备、质量控制、安全措施和经济技术分析进行详细介绍，并分享一个工程实例。

二、工法特点AP1000核岛屏蔽墙电气贯穿件套管及支架施工工法具有以下特点：1. 组装式施工：采用工程化预制方式，将电气贯穿件套管及支架提前制作成标准模块，便于现场安装和调试。

2. 快速安装：套管及支架的组装工作可在地面进行，节约施工时间，提高施工效率。

3. 精准定位：利用先进的测量与定位技术，将套管及支架准确安装到设计位置，确保施工质量。

4. 优化设计：根据AP1000核岛的设计要求，对电气贯穿件套管及支架进行优化，提高电气设备的运行效果和可靠性。

三、适应范围该工法适用于AP1000核岛屏蔽墙电气贯穿件套管及支架的施工，可以有效满足核电站安全运行所需的电气设备安装要求。

四、工艺原理该工法通过将电气贯穿件套管及支架预制成标准模块，实现组装式施工。

在施工过程中，利用先进的测量与定位技术，确保套管及支架的准确安装。

通过优化设计，使套管及支架的安装更加精准和可靠。

五、施工工艺1. 准备工作：确认施工区域的地基状况和施工材料的准备情况，安排劳动组织和机具设备。

2. 搭设工作平台：根据施工需求，在施工区域搭设工作平台，确保施工安全和施工效率。

3. 组装电气贯穿件套管及支架：将预制好的电气贯穿件套管及支架组装在地面上，按照设计要求进行编号和组织，便于现场安装。

4. 安装工作平台：根据施工要求，在屏蔽墙上搭设安全、稳定的工作平台，为安装套管及支架提供便利。

5. 安装套管及支架：利用先进的测量和定位技术，将组装好的电气贯穿件套管及支架安装到设计位置，确保安装质量。

AP1000核反应堆压力容器(RV)支撑安装施工技术研究

AP1000核反应堆压力容器（RV）支撑安装施工技术研究作者：裴海永来源：《建筑建材装饰》2014年第17期摘要：反应堆压力容器（RPV）支撑作为世界最先进三代核电AP1000关键主系统设备的先驱，其安装施工工艺技术的研究和难点突破，显得尤为重要。

本课题结合AP1000核反应堆压力容器RV支撑安装施工技术特点，重点攻克“75%以上接触面积”以及“高精度镗孔”技术难题，对RV支撑安装施工工艺技术、控制难点进行研究与总结，为后续AP1000核电站反应堆压力容器RV支撑安装施工和控制提供参考和借鉴。

关键词：AP1000；核反应堆；压力容器；RPV支撑；施工技术前言AP1000核电技术是世界上最先进的第三代非能动型压水堆核电技术，其核心主设备的安装更是AP1000核电站从先进理念向应用实体转化飞跃的关键，核反应堆压力容器RV支撑作为世界最先进三代核电AP1000关键主系统设备的先驱，其安装施工技术的研究和难点突破，更显得尤为重要。

反应堆压力容器RV属于AP1000核安全A级，抗震Ⅰ类设备，质保等级1级。

其作为包容堆芯核燃料、控制部件、堆内构件和反应堆冷却剂的承压容器，是反应堆冷却剂系统的高压承压边界设备，由通体、顶盖、主管道接管、以及O形环、螺栓螺母组成。

而RV支撑作为核反应堆压力容器的主要支撑部件，RV支撑的安装施工精度和质量直接关系到核电站压力容器安装以及运行。

反应堆压力容器支撑由位于主管道进管嘴下4个单独的空气冷却的箱型结构组成。

箱型结构由空气将混凝土冷却到93.3℃的设计温度。

为减少管嘴想混凝土传递热量，冷却空气经竖直导流板流过支撑，热空气则由顶部排出。

垂直和水平载荷从管嘴的垫块通过箱型钢结构顶部机加工成“鞋”形力，而底板是润滑耐磨板。

箱型支撑结构最终将反应堆压力容器载荷传递给一次屏蔽墙（CA01结构模块墙体）混凝土中竖向和横向的预埋件，使得反应堆压力容器平稳运行。

1 RV支撑安装工程技术综述1.1工程概况反应堆压力容器RV支撑，共计4套，就位于NI 11厂房11205房间CA04结构模块顶法兰精加工面上，安装位置见图所示。

AP1000核电项目带自动跟踪系统的剪力钉自动焊的工艺开发

AP1000 核电项目带自动跟踪系统的剪力钉自动焊的工艺开发摘要：结合美国不锈钢焊接规范AWS1.6和AP1000核电项目剪力钉焊接规范的学习和了解，开发出带自动跟踪系统的不锈钢剪力钉的自动焊工艺，运用自动跟踪系统和采用每天焊前评定制度保证高合格率，在提高工作效率的同时，有效保证焊接质量，为后续的核电项目提供技术支持。

关键词：剪力钉自动跟踪系统焊前评定制度AP1000 Nuclear Power shear Stud Welding with Auto Trace SysetemProcess DevelopmentGongxuequn（NingBo HuaYe Steel Structure CO.,LTD Ningbo of ZhengjiangProv.315200,China）Abstract：Through the learning and understanding of the shear stud weld specification by combined American Stainless Steel Weld Specification AWS 1.6 and AP1000 nuclear power project, automatic welding progress of stainless steel shear stud with automatic tracking system has been developed. Using the automatic tracking system and everyday pre-welding assessment system to make sure the high acceptability improves the work efficiency and at the same time effectively ensure weld quality, which provide technical support for the follow-up nuclear power project.Keyword： shear stud, automatic tracking system, pre-welding assessment system1前言螺柱焊接目前已成为工业与建筑、桥梁、电力系统、汽车等设备的接合的标准应用。

第3代核电(AP1000)关键设备工艺制造特点综述

设计批准的４种第３代核反应堆之一应堆一回路由１台反
反应堆压力容器、１台稳压器、台大容量的蒸汽发生器、２４台屏蔽式主泵、冷段和２条热段管道组成。由于主泵入４条
５８３锻件和低合金０—
Ａ１０Ｐ００是美国西屋公司开发的一种双环路、百万ｋＷ
级的先进压水堆核电机组．通过美国核监管委员会（Ｒ是ＮＣ）
１２０ｍ高．芯区２０ｍ堆
内径４４ｍ００ｍ．总重为４５３．由Ｓ一２．ｔＡ
之间采用焊接连接封头由顶盖和法兰制成上封头为控制
将封头与下部压力容
器相连．２个０型金
图２ＡＰ００蒸汽发生器１０
属密封圈起密封作用。上封头上具有６９个１１ｍ的贯穿孑以插入控制棒驱动０．ｍ６Ｌ
技术仍处于试制阶段．内制造厂家缺乏相关的工艺技术和制造经验。设备的国产化带来了巨大困难。过对Ａ１０国给通Ｐ００先进
压水堆设备的制造特点进行分析．以加深对第３代先进压水堆技术的了解。确设备制造的难点以及国产化面临的一些问可明
底封头及可拆卸带法兰上封头构成的圆柱形结构。体包括壳两部分：上壳体（管段）下壳体（性段）接和活。下壳体和底封

三代核电AP1000堆型反应堆压力容器项目制造

术协作信息
２ＯＩ７ｆ２０）总第１２９１期
三代核电ＡＰＩＯ００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

重大专项科研课题AP1000核岛设计技术研究通过验1

10月23日，国家能源局在上海组织召开了大型先进压水堆核电站重大专项科研课题“AP1000核岛重大关键设计技术研究”、“AP1000核岛关键设备设计技术研究”验收会。经讨论，验收专家组同意两个课题通过验收。
此次通过验收是重大专项科研工作的重要成果，标志着我国已形成AP1000的先进核岛设计技术体系，并构建了先进的核电设计工具平台。
重大专项科研课题ap1000核岛设计技术研究通过验收上海核工程研究设计院20131025报道10月23日国家能源局在上海组织召开了大型先进压水堆核电站重大专项科研课题ap1000核岛重大关键设计技术研究ap1000核岛关键设备设计技术研究验收会
重大专项科研
【上海核工程研

08_AP1000标准设计、重大专项CAP1400工作(上海核工院)

• 依托项目核岛设计文件 • NI design documents via self-reliance supporting projects • AP1000技转文件、资料和软件 • Documents and codes via AP1000 TT • AP1000技转培训和设计参与 • AP1000 TT Training and design participation
the technical introduction
of AP1000 and the development ，design， analysis of CAPs
一、AP/CAP1000进展情况汇报 AP/CAP1000 Development Introduction 二、 CAP1400进展情况汇报 CAP1400 Development Introduction
5、依托项目安全评审反馈问题落实：已关闭CP条件、DCD18/19版等 Feedback in safety review of self-reliance supporting projects including already closed CP condition, DCD Rev.18/19, etc.
Document study, Code Testing of engineers 2、专家开展技转交付和消化吸收的自评和独立评审 Self-
Expert evaluation and independent review for AP1000 TT Delivery and Digestion and Absorption. 3、工程上实现复现和工程验证 -AP1000自主化标准化设计 CAP1000 Technology Reproduction and Engineering Verification by CAP1000 self reliance design

浅谈AP1000核电厂中中压变频器的应用

浅谈AP1000核电厂中中压变频器的应用1 概述AP1000采用全密闭式的反应堆冷却剂屏蔽电动泵（以下简称主泵），其功能是输送反应堆冷却剂，完成在堆芯、冷却剂环路和蒸汽发生器之间的循环。

主泵是一台立式、单级离心泵，叶轮直接连接在电机转轴上，电机的定子和转子均密闭在耐腐蚀的屏蔽套中，并承受一回路系统压力。

定子和转子之间的一回路冷却剂提供定子、转子及轴承的冷却并润滑轴承。

AP1000共配置了四台主泵，分别挂在常规岛四段10.5kV中压母线上，每台主泵的额定电压为6.9kV，频率为60Hz。

每台主泵配置一台变频器，转换厂用电为主泵所需电压和频率，同时降低主泵启动时的启动电流并在主泵反转的情况下通过能量回馈实现泵的正转及平滑调速。

AP1000标准电站中压母线电压/频率为6.9kV/60Hz，变频器仅用于控制主泵的软启动。

而中国项目母线电压和频率都不同于标准设计，所以主泵变频器不但用于主泵的启动，还要长时运行给主泵供电，此种运行方式对变频器的可靠性提出了较高要求。

两种配置如图1所示：2 变频器简介三门核电选用的变频器为西门子WCIII-HA型水冷式变频器。

变频器主要参数见表1：变频器由进线柜、变压器柜、控制柜、功率单元柜、出线柜及冷却柜构成。

2.1 变压器柜变压器为水冷式移相变压器，共有19个副边绕组，每相采用6个功率单元串联。

移相变压器采用顺延和逆延相结合的方式，即变压器二次绕组线电压的相位领先或滞后一次绕组线电压10度，经过傅里叶变换分析后可知变压器的此种绕线方式可以抑制35次及以下谐波。

变压器原边、副边绕组及铁芯通过冷却水管进行冷却，同时变压器柜内配置了4组冷却风扇以排出变压器散发的热量。

变压器原边及副边绕组上的冷却回路各配置了一个RTD和一个温度开关以检测原副边绕组的温度并发往变频器的控制系统。

2.2 功率单元柜变频器的功率单元整流侧由6个IGBT组成，储能回路采用电解电容，逆变侧由4个IGBT组成。

AP1000依托项目中压移动电源应用研究

美国911恐怖事件及福岛核事故后，世界各国对核电厂的安全十分关注，外部事件是否会引起核电厂大量放射性释放是关注的焦点。

我国在国家核安全局的组织下，对全国核电厂的安全状况进行了全面的核安全综合检查，针对核电厂抵御极端外部事件的安全裕度进行了定量评估，提出了进一步提高核电厂安全水平的要求。

为了规范和指导各核电厂安全改进行动的落实，2012年国家核安全局发布了《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》［1］（以下简称《通用技术要求》），从核电厂防洪能力、移动电源及设置等8个方面对核电厂提出了技术要求。

一方面，《通用技术要求》尽可能地统一和协调各核电厂所采取的安全改进策略的深度和广度，解决了我国核电厂在实施福岛后改进措施过程中所采用技术的统一性问题；另一方面，核电厂的设计理念不断进步，非能动安全系统的采用使核电厂应对外部事件的能力得到了很大提升。

在《通用技术要求》指导下如何实施改进是一个需要研究的问题。

根据《通用技术要求》，核电厂需要设置中压移动电源，这对于采用能动安全系统的核电厂有较好的针对性［2-5］，而对于AP1000［6］核电厂，如何选择合理的应用场景进行中压移动电源的工程实施是本文探讨的主题。

1AP1000外部事件应对能力分析和中压移动电源应用场景分析对于采用能动安全系统的核电厂，实现安全功能所需的支持系统较多，为了提高其应对外部事件的能力，针对安全壳、辅助厂房内的安全物项，充分利用安全壳、辅助厂房已有的特点，采取加装水密门等方式提高对外部事件的设防能力，而针对外围安全系统（如最终热阱），提高设防能力很难，因此，要求利用储存在厂内的移动设备来弥补外围安全系统失去后实现安全功能所必需的支持功能，这就是《通用技术要求》和美国核能研究所提出的多样灵活应对策略（Diverse andFlexible Coping Strategies ，简称FELX ）［7］的基本对AP1000依托项目中压移动电源应用研究史国宝*，郭东海，陈松，曲海汀，王喆，张亮（上海核工程研究设计院有限公司,上海200233）摘要：福岛核事故后，世界各国对核电厂的安全十分关注，外部事件是否会引起核电厂大量放射性释放是关注的焦点。

AP1000核电结构模块制作工艺开发

AP1000核电结构模块制作工艺开发摘要：通过对三门核电1#、2#堆和海阳核电1#、2#堆的结构模块的整个制作工艺的开发和研究，本文详细分析介绍了主要的制作工艺：焊接、矫正、变形控制等，以及结构模块的制造特点和施工难点，总结归纳出合理高效的制作工艺并解决了施工过程中的难点，从而为后续的产品承接和制作积累经验和作为依据，以达到降低成本、提高工效的目的。

关键词：AP1000核电; 模块化施工;变形控制; 焊接AP1000 Nuclear Power Structural Module Fabrication Process DevelopmentGongxuequn，Chenlin（NingBo HuaYe Steel Structure CO.,LTD Ningbo of Zhengjiang Prov.315200,China）Abstract：Abstract: Through the development and research of the whole fabrication progress of Sanmen nuclear power unit 1 & 2 and Haiyang nuclear power unit 1 & 2 structural modules, this paper analyzes and introduces the main fabrication progress in details: welding, straightening, deformation control, etc. The paper also describes the fabrication features and construction difficulties of structural modules. It summarizes and points the reasonable and efficient fabrication progress and resolves the difficulties during fabrication, which can serve as an experience and basis for the take-over and fabrication of follow-up product to reduce the cost and improve work efficiency.KeywordS：AP1000 nuclear power, modular construction, deformation control, welding1 前言AP1000堆型是国家全面技术引进的第三代核电技术，三门核电一期工程是我国引进第三代压水堆核电自主化依托项目，属于全球首台试点项目。

装备制造业热点技术

装备制造业热点技术2010-12-28 9:08:45 南方日报阅读96次（1）AP1000核岛设备。

AP1000是美国西屋公司开发的一种双环路1000兆瓦的压水堆核电机组，其关键技术主要有核电站核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注技术、模块化设计与制造技术、主管道制造关键技术、关键设备大型锻件制造技术。

我国研制的世界上第一座第三代AP1000核电站将于2013年并网运行，这将是世界上第一座第三代AP1000核电站，比美国提前了两年半。

（2）数控机床技术。

①智能机器人与数控机床相融合。

第三代柔性制造系统（智能化机器人制造系统），体现了智能机器人与数控机床相融合，利用机器人操作机床，不仅能完成搬运、装卸任务，且新一代的机器人已具有视觉和触觉功能，能完成操作工人具有感官功能的操作要求。

②直驱技术被广泛应用。

大功率、大扭矩直线电机被用于重载、高速机床的驱动，不仅速度快、加速度高，而且定位精度高。

③复合加工进入新发展阶段。

复合加工已经超过一般车、铣、钻等加工工序的复合，进一步扩大到内外圆磨削、齿面加工以及表面处理等的复合。

④绿色机床成为研究热点。

（略）（3）包装机械数字化。

数字化包装机械不仅可以提供更大的产量和更强的设备柔性，还增加了许多新特性，如：远程维护、与公司ERP系统进行集成、对生产数据的评估等。

数字式包装机比起先前的机械式或机电式包装机，所占空间更小。

控制与驱动技术被证明是包装机械结构领域中的关键技术。

（略）（4）风能C—GEN发电机。

苏格兰爱丁堡大学工程学院的研究者对外发布了两台C—GEN发电机的原型。

这项最新研究成果将大幅提高风力涡轮机的使用效率。

该项技术的出现，使一种轻便、直接驱动的装置替代了风力涡轮机里原有的复杂变速箱。

（略）（5）薄膜太阳能光电池技术。

薄膜电池，顾名思义就是将一层薄膜制备成太阳能电池。

其用硅量极少，容易降低成本；同时，它既是一种高效能源产品，又是一种新型建筑材料，容易与建筑完美结合。

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AP1000项目核电稳压器重型支撑制造工艺研究
王伟;陈洪;徐文镜
【摘要】AP1000核电项目作为国内引进的第三代技术路线,与前期批量化
CPR1000等二代核电项目在稳压器等关键设备系统方面存在较大差异,其稳压器的重型支撑结构设计也截然不同,制造公差及装配精度要求更高,焊接变形控制难度更大.通过对AP1000项目稳压器重型支撑结构及制造工艺的介绍,对关键参数及控制要点的研究确定,为同类设备制造提供参考.
【期刊名称】《机电工程技术》
【年(卷),期】2018(047)003
【总页数】3页(P142-144)
【关键词】AP1000项目;稳压器;支撑;制造工艺
【作者】王伟;陈洪;徐文镜
【作者单位】中国东方电气集团东方锅炉股份有限公司,四川自贡 643000;中广核工程有限公司,广东深圳 518000;中广核工程有限公司,广东深圳 518000
【正文语种】中文
【中图分类】TM44
1 稳压器支撑结构介绍
AP1000项目稳压器支撑包括上部支撑和下部支撑两大部分，主要功能是稳压器在核岛内的安装、定位，保障稳压器稳定，对设备的安全、稳定运行起到固定和支撑
作用，其位置和基本结构如图1所示。

上部支撑外径为3 492 mm，总重约为6 256 kg。

由两个半环梁主体，8个护架，8个吊耳组件，8个带球轴承吊耳，连接用螺栓螺母以及环形支撑中间的若干调整垫组成，其主要部件材料为A588Gr.B。

其中半环梁成形后，内、外径为公差±0.5 mm，内外表面轮廓度1.5 mm；环梁表面平面度0.13 mm；8个护架竖板相对端板基准面的倾斜度0.8 mm。

上部支撑主要承担水平方向的载荷，并吸收水平和竖直方向的位移。

下部支撑由8个刚性支撑杆、下部焊接座、4个支腿主体组成。

其中4个支腿主
体由长度4 m工字梁装焊而成。

组件成型后要求直线度≤3 mm。

主要材质为
A588Gr.B，其主要承担竖直方向所有载荷，吸收水平方向的位移。

图1 AP1000核电稳压器支撑示意图
2 稳压器支撑制造工艺流程
上部支撑主要制造工艺流程如下：板材备料→环梁主体装焊→一次热处理→一次加工→装焊8个护架→二次热处理→二次加工→装焊端板、吊耳→最终热处理→最
终加工→装焊内圈附件→装球轴承、紧固件→喷砂、油漆。

图2为上部支撑结构
示意图。

图2 AP1000稳压器上部支撑示意图
下部支撑主要制造工艺流程为：板材备料→支腿工字梁装焊→一次热处理→一次加工→支腿主体装焊→二次热处理→最终加工→装焊附件→装刚性支撑杆组件→喷砂、油漆。

其结构示意图见图3。

图3 AP1000稳压器下部支撑示意图
3 制造工艺难点
稳压器上部支撑的结构相相较于下部支撑复杂得多，特别是大量的焊缝连接和装配，特别是环梁的装配和焊接是整个制造过程中的重点和难点。

（1）环梁的全焊透T型接头焊缝坡口的设计
环梁部件中全焊透T型接头包括：底、顶环与内、外环焊缝，护架竖板与环梁外环机加面焊缝，环梁箱体与环梁端盖焊缝。

这些T型接头焊缝均需焊透并进行100%超声检查。

对于一般T型接头的焊缝可以采用背面清根的方法实现焊透，但环梁这三处焊缝背面均为封闭结构，无法采用清根方法保证焊透和根部焊接质量。

经过工艺试验，试图单纯利用氩弧焊实现单面焊双面成形，但其根部的成形质量无法得到保证，根部有大量未熔合缺陷存在，无法满足焊透的要求。

那么如何保证此类焊缝能够焊透并检查合格成为生产制造难点，从坡口设计入手，找到了一种可以解决这种背面封闭型T型接头背面成形的方法。

对这种T型接头设计了对接凸台的坡口形式，并采用氩弧焊单面焊双面成形方法保证根部成形，焊缝质量达到相关要求。

设计的坡口型式如图4所示。

图4 环梁T型接头坡口示意图
（2）环梁的整体装焊
在制造时暂将两个半环作为一个整环来进行制造，在各环板预留一定的加工余量，并将环梁上、下板，内、外环同时进行焊接，热处理后再拆分为两半环。

这样利用了组件自身束缚力，更好的控制焊接变形。

由于环梁采用图4中所示焊接坡口形式，其中止口对接间隙3～4 mm，错边量≤1.5 mm，对于直径约3.5 m的圆环，这给装配带来了极大的难度，装配质量的好坏直接影响后续焊接根部的成形质量。

为此，采取以下工艺措施保证环梁坡口对接。

1）环梁组件备料时对公差进行过程控制，凸台尺寸根据内外环坡口实际加工直径配车。

2）合理安排内、外环，底、顶环的装配顺序。

在焊道中间加圆钢垫固定间隙与错边量，设计环板专用星型支撑，保证装配质量。

在装配过程中，首先利用星型支撑辅助液压千斤顶进行错边量调节，错边量保证后，利用环内外放置多个千斤顶撑开3 mm间隙。

对接合格后，为防止焊前预热，氩
弧焊打底造成局部间隙收缩变形，影响整体焊接，在环缝焊道内，周向均布点焊圆钢垫固定间隙与错边量。

最后，装点完成后止口间隙均匀：3～4 mm，错变量≤1 mm，很好地保证了后续焊接质量。

（3）焊接方法及工艺参数选用
打底焊道和过渡焊道采用氩弧焊打底加焊条电弧焊，考虑到气体保护焊更小的焊接线能量，采用药芯焊丝活性气体保护焊填充及盖面，典型的焊接参数如表1。

将焊接打底和过渡同时进行，并采用合理的焊接顺序。

表1 环梁四条主焊缝焊接工艺参数焊接方法GTAW SMAW FCAW焊材牌号
ER70S-6 CHE58-1HR2 CHT711HR2焊材规格(mm)ϕ2.0 ϕ3.2 ϕ1.2焊接电流(A)80～140 100～130 120～260焊接电压(V)20～30 20～27 20～30焊接速度(cm/min)4～8 17～20 22～30
1）两名或四名焊工底板焊缝（焊缝1、焊缝2）同时在环梁周向方向对称对点同
时打底、过渡施焊，按对称、对点焊接，如图5所示，环梁周向分为8个对称焊
区域；
图5 环梁周向8个对称焊区域
2）环梁翻身，按同样顺序完成焊缝3和4的打底和过渡；
3）拆除焊缝3和焊缝4的定位圆钢后完成剩余圆钢间隙部分的打底和过渡；
4）按照对称焊的方法完成焊缝3、4的气保焊填充；
5）环梁2次翻身后拆除焊缝1、2的定位圆钢按对称焊原则完成间隙部分的打底
和过渡；
6）按照对称焊的方法完成焊缝1、2的气保焊填充；
7）以此类推，每填充三层后环梁翻身直到焊缝焊妥。

（4）环梁与护架焊缝凸台预堆焊及装配控制
8个护架组件将与环梁周向8个位置进行装焊，由于环梁外径较大（3 492.6 mm），每个护架与环梁配合倾斜角度也不同，若采用在环梁上加工凸台，不仅工作量大，且很难保证环梁上凸台与护架的对接倾斜度。

因此采用在环梁上的护架装焊位置预堆焊凸台，通过精确配磨的方法实现护架组件与环梁的对接。

4 结束语
AP1000核电稳压器重型支撑首次国产化制造过程中，遇到的一些困难和问题，经过厂家工艺人员的摸索和试验，取得了一些经验措施，对于后续项目支撑产品的制造具有较好的指导作用，同时也对后期我国自主开发CAP1400、华龙1号我国第三代核电类似产品的制造提供了一定的技术储备和借鉴作用。

参考文献：
［1］机械工程手册编辑委员会.机械工程手册第9篇第4章［M］.北京：机械工
业出版社，1978.
［2］ Interpretive Report of pressure Vesearch Section 3-Fabri⁃cation and Environmental Considerations-A.P ［J］.Bank WRC Bulletin，1971（158）. ［3］ ASME Boiler and Pressure Vessel Code.Section III，Rules for Construction of Nuclear Power Plant Compo⁃nents［Z］.1971.
［4］雷玉成，于治水.焊接成形技术［M］.北京：化学工业出版社，2004.
［5］刘欣.CO2气体保护焊在锅炉钢架结构生产中的应用［J］.焊接技术，2002，31（3）：61-62.
［6］机械工程手册编辑委员会.机械工程手册第42篇第5章［M］.北京：机械工业出版社，1979.。