核电厂安全壳防泄钢衬里钢板替代问题的
核岛安全壳钢衬里简体变形的控制
简体 现场 拼装 工作 先要进行组 对， 然 后按照先立 缝后 环缝先 ９ １ ＂ ０ ￣ ０ 后 内侧的顺序 ， 按 照工艺卡选择 参数 进行焊 接。 在实际施 工过 程中， 影 响焊 接最终变 形的因素也 有很多。 由于筒体 板刚性较差 ， 很容易因局部受 热而失稳变 形， 通过反面焊 接 的方 法进行变 形调整也 较 困难 ， 在环 缝和立 缝交 叉处的变形 尤为复 杂， 同时， 简体背面的角钢也会 因拘束不 对称而产生拼 接缝局部 错边 问 题。 针对以上情况 ， 在焊 接的过程 中通常采用 以下方法进行变形控制 ： 第一 采用 刚性 固定 的方法 进行约 束， 同时为避 免焊 缝周边 背肋 角 钢影响 ， 简体板预制时在 靠近焊缝 的区域 内先不焊背肋 角钢， 等到现场 钢板焊 接结 束后再进行 角钢的焊 接 ； 第二现 场焊 缝采用小 间隙双面焊 接的方 式， 对正面焊 缝的根部进行 清根， 经渗 透检查合格后再进行反面 的焊接 。 这种 工艺 的应 用不仅可以提高焊 缝的焊接 质量 ， 也避 免了因间 隙过大而造成 变形难 以控 制的问题 ； 第三为了避免应 力集 中， 现 场焊缝 的焊接 由数名工人 同时分段 对称 焊接 。 实践证 明， 在焊 接打底 层时， 分 段对称焊 接的方式 对防止变 形产生 的作用尤为 明显。 在福清 核电工 程四号岛钢 衬里现 场 安装过 程 中， 通过总 结前 四段
３ ． 筒体预制安装变形控制 ３ ． ｏ ｌ ａ ｆ ＊ 预制安装流程分析
筒体预制安 装主要经过 筒体 板拼 接、 上 胎制作、 防腐处理 、 现 场安 装四个流 程 ， 其 中筒体板 拼接 、 上 胎制作 、 现场 安装三个过 程主要 是焊 接工作 ， 是 变形控 制的 重点 ， 而 由于简体 自 身 刚性较差 ， 在 上述过 程 中 配合的翻转 吊装工序 中也要着重关注变形 的产生 ， 至于防腐处理基 本上 对变形没有影响 。 ３ ． １ 简体板 拼接变形控 制 筒体筒体板 的拼接是 采用埋弧焊的方 法将 两块 厚度为６ ｍｍ的钢板 进行连 接。 在焊接 过程中， 拼接 钢板拘束小 、 焊接 热输入 量大等 因素对 简体板在焊 接过程 中的形状 保持会产生不利 的影 响。 为了防止产生较大 变形 ， 这一 过程中主要采用 了以下措施 ： 第一采 用Ｉ 型坡 口窄间隙的接头 形式 ， 这种形式 不仅可以减少热 输入量 ， 而且能 够使温度在 厚度方向上 的 均匀分布 ， 从而减 小了 焊 接 变形的产生 ； 第 二采用双面焊 的方 法， 这 种 工艺 可 以在 窄间隙的基 础上进 一步减 小单 次焊接 的热 输入 量 ， 亦可 使 筒体板 两侧的变 形部分 进行抵 消 ； 第 三在焊缝 附近 放置压 铁来 限制 变 形的 自 由发 展， 进而控制板材 的波浪变形 。 经 过实 际生产 验证 ， 采 用Ｉ 型坡 Ｉ ： １ 窄间隙双 面焊 的方法 ， 同时在焊 缝 附近 放置压铁能够 有效控 制简体拼接的 角变形和波 浪变形。 ３ ． ２ 简体预制件胎上焊接控制 当钢 板组对接 完成后 ， 放 置在 胎具上 ， 用马蹄板和楔子卡 紧边 缘后 点焊环 形角钢 ， 然后再点焊直角钢 ， 根据 图纸 尺寸进行检 查合格后对角 钢 进行 交错 焊接 ， 最后在筒体板 背部进行锚 固钉的焊接。
核电站建造运营中为防止核泄漏采取哪些措施
施工与安装
施工
核电站的施工应由专业的施工队伍和技术人员负责，并遵循国家和行业的施工规 范和标准，以确保施工质量符合要求。
安装
核电站的设备安装应由专业的安装队伍和技术人员负责，并遵循国家和行业的安 装规范和标准，以确保设备安装牢固、可靠、安全。
02
核电站运营阶段防核泄漏 措施
定期检查与维护
01
02
05
核电站建造运营中防止核 泄漏的挑战与对策
技术更新与改进
反应堆技术升级
不断更新和改进反应堆技术，提 高核站的安全性和可靠性，降
低核泄漏的风险。
增强安全系统
通过增强安全系统，如增加安全 壳、改善冷却系统等，提高核电
站对外部事件的抵御能力。
数字化与智能化
应用数字化和智能化技术，实时 监控核电站的运行状态，及时发
04
核电站安全文化与培训
安全意识教育与培训
员工安全意识教育
定期对员工进行核安全文化教育，强调安全 意识，加强员工对安全规定的重视。
安全培训
提供专业的安全培训，包括应急响应、安全 操作、消防安全等方面，确保员工掌握正确 的安全操作方法。
安全制度与奖惩机制
安全制度
建立完善的安全管理制度，明确各项安全操 作规程和应急预案，确保员工有章可循。
核电站建造运营中为防止核 泄漏采取哪些措施
2023-11-09
目录
• 核电站建造阶段防核泄漏措施 • 核电站运营阶段防核泄漏措施 • 核电站事故应对措施 • 核电站安全文化与培训 • 核电站建造运营中防止核泄漏的挑战与对策
01
核电站建造阶段防核泄漏 措施
选址与设计
选址
在选址过程中，核电站应选择远离地震带、洪涝区、人口密集区等区域，以降 低自然灾害和人为因素对核电站安全的影响。
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。
核电厂建安阶段典型类不符合项案例
5.环境
1. TW项目施工承包商在现场加工场着地拼焊安全 壳钢衬里钢板，由于是潮湿的泥地面，钢板的焊缝 背面潮湿，致使焊缝都不合格。 2. FQ项目1号机组的电气贯彻件（L526、L523） 被掉落的的电焊渣烧坏。 3. 某燃料元件厂试验室的光谱仪、金相显微镜镜头 都发霉，变色硅胶呈红色，氯化钙干燥剂已成粉末。
7.不符合项状况反映质量文化、管理状况
实例1
2000年1-2月，QS项目2号机组反应堆压力容器，制造厂在 进、出口接管安全端，安注接管安全端进行焊接，三个安全端 共6条焊缝，经RT,除了进出口端一条焊缝外，其余都不合格。
在未开启NCR，未分析缺陷的性质和原因情况下对安注接管 安全端2条焊缝进行违规机加和返修，结果仍不合格。
虽然后来补开了NCR，启动了进出口接管安全端NCI管理流 程，但经多次挖除缺陷，但缺陷扔我彻底清除，机加后的补焊 坡口角度大于产品规定要求。
拟私自对进出口安全端不合格焊缝挖补返修，却在当时唯一 合格的焊缝上进行，返修位置位于镍基予堆边与母材融合线附 近。
私自补焊被发现、制止后，将压力容器搬运至探伤室，在没 有相关手续情况下，将补焊部位再次挖除补焊。
7.不符合项状况反映质量文化、管理状况(续)
分析： 1）大部分焊缝不合格，工艺不成熟，工艺试验
和评定有问题； 2）不开NCR,不对NCI的性质、程度进行分析，
不按不符合项管理流程进行控制； 3）质量管理既无形又无实，管理者难辞其咎。
7.不符合项状况反映质量文化、管理状况(续)
实例2 ND项目2号机组RPV法兰接管段锻件予开孔事件 2006年向日本JSW采购该锻件。在未收到RPV产品
分级管理
核电厂建安施工过程中典型的不符合项的分类方式： Ⅰ类：违反采购方（即合同上游方）采购要求或其
核反应堆工程材料替换对核安全的影响
核反应堆工程材料替换对核安全的影响摘要：通过对某核电工程建造过程中出现的两起因标准不一致导致的工程变更实例来说明工程中的材料替换普遍性问题。
介绍我国目前应用于核电包括核军工领域的核级材料的现状以及发展状况，对可能存在的安全隐患进行了分析，升版相关的标准以及统一现行的规范成为急需解决的事情。
关键词：核材料；不锈钢；核安全；标准规范0 引言我国核工业起步较早，在核反应堆的发展过程中，核燃料和堆内结构材料的研究和发展占很大比例。
目前国内外大型的反应堆研究单位都投入较大的精力研究反应堆内的材料问题，对建造反应堆所用的常规工程材料有相应要求，但由于标准不一致，导致工程中常常出现材料替换问题。
尤其是反应堆内的压力容器材料，堆内构件材料要求更为严格，相应的施工过程中贯穿件，焊接件材料性能要求相一致，因标准不一致导致的材料替换问题需慎之又慎。
1 核电领域的核安全的形式我国物理学家王乃彦[1]强调要把安全放在核电发展的首位。
一般核电堆型引进时也相对会引进全套相关文件体系，大亚湾核电厂引进了法国的核岛技术装备和英国的常规岛技术装备进行了建造和管理。
由于每个国家的文件体系各不相同，对运行限值和条件的要求也不完全相同，核电厂建造堆型的复杂化和不同国家对技术规格标准的不统一化，使得核电建设过程中出现分歧和不一致导致的不安全隐患几率就会大大增加。
2 核电建设中对标准的要求目前核电厂中除燃料包壳外，几乎所有的结构材料都是不锈钢。
针对不同设备型号和功用的材料一般应用相对应的国标标准。
钢制对焊无缝管件一般采用GB/T12459的标准进行制造和验收，GB/T24511对承压设备不锈钢和耐热钢板的成分、性能做出来具体要求。
核电建设不同于普通民用建设主要在于核岛的施工。
GB50236是焊接工程施工质量验收的一个重要标准。
而核岛内的压力容器和一回路管路系统是防止放射性物质外溢的第二道屏障，压力容器主焊缝厚度可达200~300mm，随着核电站单堆容量的增大，压力容器加工制造技术难度随之增大，焊接质量和检验的工序也相对更加复杂。
某核电站反应堆厂房安全壳钢衬里焊接施工管理
某核电站反应堆厂房安全壳钢衬里焊接施工管理杨永臣【期刊名称】《金属加工：热加工》【年(卷),期】2013(000)024【总页数】3页(P43-45)【作者】杨永臣【作者单位】中国核工业华兴建设有限公司江苏南京210019【正文语种】中文1.概述核电站安全壳是核反应堆的围护结构，是继核燃料包壳、压力壳之后的第三道安全屏障，也是最后一道安全屏障。
钢衬里是安全壳的重要组成部分，它位于安全壳的内壁，在核电站运行过程中起着极其重要的密封防泄漏的作用。
根据《压水堆核电土建设计与建造规程》（RCC—G）的规定，钢衬里为二级设备，其焊缝质量等级为一级，需要经过目视检测、渗透检测、真空盒检漏及射线检测等多道工序，因此钢衬里焊接质量的好坏将直接影响到核电站的安全性能。
国内某核电站钢衬里焊接施工过程中采取了一系列控制措施，收到了较好的成效。
2.焊工资质管理焊工的操作技能是决定焊接质量的重要因素，操作者技能不佳，将会产生气孔、夹渣及未熔合等缺陷，甚至会引起焊接接头性能的变化。
核电站钢衬里的焊接，均由通过国务院核安全监管部门组织的理论和操作技能考试并取得相应资格证书的焊工施焊。
每位焊工均需佩戴胸牌，胸牌上包括焊工的基本信息以及所取得的合格项目，以便质量监督人员在检查焊工资质时，核对焊工所从事焊接工作与合格项目的一致性。
对于首次上岗的焊工，根据其获得的资格项目选取有代表性的项目通过焊接试验件的方式进行考核，合格后方能上岗。
对所有的焊工建立档案，归档和保存焊工的有关资料，以便对焊工的考试取证情况、焊接工作情况及焊接施工活动状态进行记录和跟踪管理。
每个月对焊工的焊接质量行为进行评价，如发现焊工技能水平下降，不能满足质量要求或出现重大违规现象时，应停止其焊接工作并对其重新培训或考核。
实际操作培训工作应由责任心强、技术熟练的焊工技师作指导，对每个焊工在操作过程中存在的问题分别进行讲解，并制定改进措施，焊工根据改进措施进行针对性的练习。
核岛安全壳钢衬里MAG自动焊技术研究
核岛安全壳钢衬里MAG自动焊技术研究摘要：核电站核岛安全壳钢衬里是核反应堆的维护结构，是为了防止异常情况下核污染的扩散，即有密封的作用又降低了混凝土收缩及开裂的风险，钢衬里现场焊缝形式采用不加垫板全熔透，薄板在焊接时容易变形，质量控制难度很大，本文以6mm厚P265GH板对接焊缝对MAG自动焊保护气体及配比、焊接材料及焊接参数进行研究。
结果表明：采用80%Ar+20%CO2作保护气体，焊接材料采用实心焊丝，合适的焊接工艺参数，焊缝成型好，且无气孔、咬边等缺陷，飞溅小，可获得满足要求的焊缝。
关键词：安全壳钢衬里、MAG自动焊、保护气体、焊接工艺参数1.引言核岛安全壳钢衬里在现场焊接中，主要采用的焊接工艺是手工电弧焊或手工氩电联合焊，目前的工艺在现场焊接作业时，由于板材熔深大、焊接变形大，对组对间隙要求高，也容易产生气孔、夹渣、未熔合等内部缺陷。
且采用手工焊对焊工自身的焊接技术要求高，受外界因素影响较大，对焊接质量无法保证。
本次研究的MAG自动焊由激光视觉检测系统、智能控制系统、数据通信及控制、焊接小车、焊接电源和摆动送丝机构等构成。
打底焊道为采用GMA标准能量弧+弧压跟踪+焊接前进行激光示教保证焊接时实时跟踪坡口变化和焊道直线度变化切换不同的事先储存好的焊接JOB号调用适合的焊接参数完成焊接,电弧更精密、更聚弧、功率强度更密集，能加大均匀的熔深，减少热影响区域，加大电弧压力，背面采用陶瓷垫板，既能保证打底焊道背面的成型，又能实现单面焊双面成。
熔化极气体保护焊在不同位置的焊接过程中，受到弧长、焊丝干伸长以及送丝速度等因素的干扰，焊丝的送进速度不等于焊丝的熔化速度。
电弧的稳定性和焊缝接头质量受到影响，甚至会破坏正常的焊接过程。
由于外界的不确定因素，为了保证熔滴能够平稳地过渡到熔池中，需要焊丝干伸长度具备自身调节能力，保证电弧的稳定性。
而且，干伸长压降不得过大，否则在焊接过程中将产生大量的飞溅，污染环境的同时也影响了焊接的顺利进行。
核岛安全壳钢衬里筒体焊接变形的质量控制
核岛安全壳钢衬里筒体焊接变形的质量控制摘要:安全壳属于第三道安全屏障，是核岛最为重要的部分之一。
钢衬里筒体位于安全壳内侧，在施工过程中先于混凝土浇筑而进行安装，而其自身又存在面积大、刚性差的特点，所以变形控制就成为质量控制的重点。
本文通过对钢衬里筒体焊接过程中变形产生的原因进行分析，并提出改进措施，旨在质控工作中能够更好的进行筒体的变形控制。
关键词：焊接、钢衬里、焊接变形1．核电厂安全壳钢衬里概述安全壳是核电站的最后一道屏障，钢衬里是安全壳的重要组成部分，它位于安全壳的内壁，在核电站运行过程中起着极重要的密封防泄漏的作用。
钢衬里施工的核安全等级为二级，质保等级为QA1级。
海南昌江核电站安全壳钢衬里由底板、截锥体、圆柱形筒壁和穹顶及附件组成。
钢衬里总高60.380m，外直径37.012m。
筒壁钢衬里共12层，其中1~5层每层有11块钢板．为3777.5 mm(高)×10 640 mm(宽)×6 mm(厚)，6~12层每层9块板，筒壁钢衬里每层都是由钢板对接拼焊而成。
由于钢衬里板具有面积大、厚度小的特点，而核电设备安装对精度要求又比较高。
因此实际现场安装过程中控制焊接变形是很关键的。
2．焊接变形产生的原因在焊接受热过程中，膨胀和收缩作用于焊接金属和基材上，焊缝和基材因局部被加热而形成很大的温度梯度。
冷却时，焊接金属试图正常收缩至室温时的体积。
但是，熔化的焊接金属因基材而受到约束，焊缝金属和基材之间就会产生应力集中。
焊缝附近区域因此产生应力集中而伸展或弯曲或变薄，这些超过焊缝金属屈服应力的集中释放就形成了永久变形。
当焊接温度接近室温，整个基材受到约束而无法变形，金属的伸缩应力接近屈服应力。
如果约束(夹具固定工件或反收缩力)取消，残余应力释放，基材将发生迁移，焊接工件将产生变形。
金属内部结构因焊接不均匀的加热和冷却产生的内应力叫焊接应力，由焊接应力造成的变形叫焊接变形。
不同的焊接工艺引起的焊接变形量不同。
核电厂安全壳隔震减振分析_侯钢领
2 安全壳隔震可行性分析
2.1 安全壳基本参数 核电厂安全壳由钢筋混凝土底板、筒壁、穹 顶、 钢衬里等4部分组成。 为保证安全壳的密封性， 一般采用预应力钢筋混凝土结构。 本文采用秦山核电厂基础资料[4,5]。 钢筋混凝 土底板厚4.0 m。在底板下表面，设有环形预应力 张拉廊道。安全壳筒壁内径37.0 m、外径39.0 m、
表1 安全壳隔震与普通结构固有周期比较 s Table 1 Comparison of Isolating CCV Vibration Period and Normal CCV s
振型 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 隔震结构 3.2545 2.7568 2.7568 0.2254 0.2253 0.1564 0.1564 0.1544 0.1538 0.1008 0.0921 0.0921 0.0775 0.0775 0.0716 0.0668 0.0664 0.0660 0.0660 0.0655 未隔震结构 0.2063 0.2063 0.1475 0.1474 0.1384 0.1381 0.1003 0.0912 0.0912 0.0768 0.0747 0.0747 0.0701 0.0701 0.0647 0.0646 0.0646 0.0644 0.0557 0.0536
收稿日期：2011-05-03；修回日期：2011-05-24 基金项目：国家自然科学基金（10272034） ；中国地震局工程力学研究所地震工程与工程振动开放实验室开放基金（2007005）
核电站安全壳钢衬里底板施工工法(2)
核电站安全壳钢衬里底板施工工法一、前言核电站安全壳钢衬里底板施工工法是在核电站建设中，为了确保核电站的安全性而采取的一种施工方法。
核电站以其巨大的能量和复杂的工程结构而著称，安全壳钢衬里底板是核电站重要的构件之一，其施工工法的合理性和准确性对核电站的安全运行起着至关重要的作用。
二、工法特点核电站安全壳钢衬里底板施工工法具有以下几个特点：1. 技术先进：该工法采用了先进的施工技术和设备，确保施工的准确性和质量。
2. 安全性高：工法注重施工过程中的安全措施，保障工人的人身安全和施工现场的安全。
3. 施工周期短：该工法采用了高效的施工工艺，可以缩短施工周期，提高施工效率。
4. 施工质量可靠：通过科学的质量控制方法和措施，能够确保施工质量稳定可靠，达到设计要求。
三、适应范围核电站安全壳钢衬里底板施工工法适用于各种规模的核电站项目，无论是大型核电站还是小型核电站，都能够有良好的应用效果。
四、工艺原理核电站安全壳钢衬里底板施工工法是通过分析施工工法与实际工程之间的联系，采取了一系列的技术措施来确保施工的准确性和质量。
首先，我们将对施工工法与实际工程之间的联系进行分析和解释。
核电站安全壳钢衬里底板施工工法采用了先进的施工技术和设备，通过高精度的测量和定位，准确确定钢衬里底板的位置和尺寸。
同时，采用了高强度的焊接工艺，确保焊接接头牢固可靠。
此外，还配合了高效的砼浇筑工艺，确保混凝土的均匀性和密实性。
接下来，我们将对采取的技术措施进行具体的分析和解释。
在施工过程中，我们会采取严格的施工工艺和施工方法，包括预埋件安装、钢板焊接、混凝土浇筑等。
通过精细的施工计划和好的施工组织，确保施工工序的连贯性和协调性。
五、施工工艺核电站安全壳钢衬里底板施工工法包括以下几个施工阶段：1. 基础准备阶段：进行地面处理，确保施工基地的平整和稳定。
同时，安排机具设备和人力资源，为后续的施工做好准备。
2. 预埋件安装阶段：根据设计要求，预先设计埋入地面中的预埋件，以便后续的安装和固定。
福清核电1-2#机组工程1RC截锥体钢衬里安装质量控制
福清核电1\2#机组工程1RC截锥体钢衬里安装质量控制摘要：清核电1、2#机组工程1RC截锥体钢衬里所用主要材料为δ=6mm 的20HR钢板，属非承重结构，是安全壳防泄衬里的一部分，其主要功能是起防泄漏的密封作用。
鉴于核电建设的重要性，我们坚持以预防为主、重点进行事前控制，严格按照相应的规范和技术文件进行跟踪见证检查，保证施工质量始终处于受控状态。
关键词：核岛钢衬里质量控制反应堆安全壳的截锥体钢衬里是非承重构件，整体形状呈倒锥形，其上口与筒体钢衬里连接，半径18500mm，下口与底板钢衬里连接，半径17298mm，安装在标高-4.506m至-0.500m预应力钢筋砼安全壳内表面，与底板钢衬里、筒体、穹顶钢衬里构成一个封闭体，其主要功能是起安全防泄漏的密封作用，核安全等级为2级，质保等级为QA1级。
截锥体钢衬里在车间分为11块拼装单元，现场拼装焊接完成。
一、施工前的质量控制：1、施工条件、人员资格的确认：安装工作开始前必须对施工图纸、图纸审阅记录、工程变更、设计变更、问题澄清、技术交底记录进行检查，确保所使用图纸、施工文件是在用的有效文件，各种技术条件及规范标准齐备，施工方案、排版图、质量计划等经过业主、工程公司审查批复；焊接工艺必须经评定合格并能覆盖焊缝的接头形式、坡口形式及母材厚度等。
2、材料验收：合格的材料是加工制作质量控制的基础：安装工作开始之前要确保车间制作的拼装单元检验合格，施工所使用的其他材料及配套焊材经验收合格。
3、安装前技术准备工作：截锥体钢衬里现场安装焊缝有两种主要形式：截锥体钢衬里拼接单元间的拼接焊缝（该焊缝为立焊缝）和截锥体钢衬里与底板钢衬里之间连接的环形焊缝，所做无损检验项目也有所不同。
因此，在安装工作开始之前，应该对两种焊缝形式的焊接工艺进行评定，而且对相应图纸进行转换，以便在安装过程中有针对、有重点的进行检查。
由于截锥体拼接单元有11块，位置不能够互换，为防止用错及保持产品的可追溯性，必须对截锥体钢衬里各拼接单元进行标识，且应保证标识清晰、准确、容易检查。
核电站钢衬里焊接常见缺陷发生的原因与防治措施
核电站钢衬里焊接常见缺陷发生的原因与防治措施摘要：核电站在制作安装CPR1000核岛安全壳的钢衬里时焊接工序具有非常重要的作用，也是其主要组成部分。
在钢衬里进行焊接时会出现一些缺陷，将影响钢衬里质量以及其应用性能，因此需要采取合理的措施进行防治，保证解决其焊接过程中出现的缺陷，保证钢衬里质量和性能发挥，从而保障其它核级设备，为核电站稳定发展打下良好基础。
关键词：核电站；核岛安全壳；钢衬里；焊接在核电站中钢衬里属于防核辐射第三道屏障，在核电站中占据重要地位。
钢衬里主要由两部分组成，分别是碳钢衬里以及不锈钢水池，其中有九成以上实行手工焊接，这一过程中将会产生较多类型的焊接缺陷，根据其所处的焊缝位置能够将缺陷划分为两种类型，一种是外部缺陷，另一种是外部缺陷。
在焊缝表面呈现出来的缺陷是外部缺陷，通过低倍放大镜或肉眼就能够观察到，弧坑、咬边以及焊瘤是外部缺陷的几种类型。
而在焊缝内部存在缺陷为内部缺陷，需要采用专门无损检验方法以及破坏性检验才能够发现，裂纹、夹渣、气孔、未熔合以及未焊透等是其主要类型。
一、咬边缺陷及防治措施（一）咬边缺陷火焰或者是电弧将焊缝边缘母材烧融出沟槽或者是缺陷即为咬边，在钢衬里焊接中经常会出现这一缺陷。
咬边缺陷出现的主要原因是手工焊造时存在各种问题，主要是焊接人员工作不认真、操作前班长没有合理进行技术交底、存在过长电弧、具有较大焊接电流、没有合理掌握焊条角度、不能够熟练开展运条操作、停留在坡口两侧时间过长或者是过短等。
而咬边这一缺陷具有一定危害性，其会使金属有效工作截面减少，并且会出现咬边处应力集中的情况，加上其属于常见缺陷，需要加大重视力度[1]。
（二）防治措施在进行焊接操作前，需要班长结合实际情况对作业任务进行合理安排，确保交底工作具有针对性；落实焊接工人的奖惩制度，在物质上奖励表现好的人员，惩罚经常出现错误的人员，通过这一方式将工作人员焊接工作积极性提高，避免出现咬边的情况；在焊接时可以选用断弧焊接，对电弧长度进行有效控制；确保运条手法熟练，并明确合理的焊条角度，在焊条处于横向摆动的状态下，需要将停留在坡口边缘的时间延长，将焊条金属熔化，使其填满边缘，并且在中间应该加快速度；不存在咬边超标情况时，可以使用磨光机进行打磨，这一过程中需要保证焊缝和母材间能够圆滑过渡；如果存在咬边缺陷超标的情况，可使用小电流以及窄焊道等方法来焊补该位置。
安全壳预埋应变计失效可替代方法的研究
安全壳预埋应变计失效可替代方法的研究EAU系统为核电站安全壳仪表系统，其功能是用于监测安全壳的结构性能，为反应堆的安全运行保驾护航，是继核燃料包壳、一回路承压边界后的第三道安全屏障的健康监测系统，亦是安全壳建造完成后结构质量验收的评估系统。
目前国内CPR1000核电技术堆型的EAU系统监测内容主要包括：局部应变测量、热电偶温度测量、水准罐相对沉降测量、铅垂线位移测量、预应力钢缆测量。
EAU 仪表系统具有重要的安全监测功能，但由于建造期间存在多种因素导致预埋在安全壳混凝土内的应变计存在部分损坏或者安装方向偏离原有设计要求，数据无法读取或者数据异常，同时鉴于预埋混凝土的异常仪表无法修复或重置，就需要从结构受力面寻求替代原有结构性能的评估方法。
本文基于某核电站3号机组安全壳整体试验期间，对安全壳筒体及穹顶两个重要结构位置张贴表面式应变计，对安全壳预埋应变计及张贴应变计数据对比分析，用于指导实体工程中存在测点异常时进行的结构性能评价。
标签：安全壳;应变计;失效;替代方法1 方案介绍在安全壳表面对应预埋应变计的位置张贴表面式应变计，在安全壳整体打压试验期间，对表面式应变计数据与预埋应变计数据进行对比分析，论证当安全壳预埋应变计不可用时，使用表面式应变计替代预埋应变计进行结构力学评估的可行性。
EAU系统在筒体26米标高4个方位预埋有竖向及环向应变计，在对应位置表面张贴表面应变计，同时考虑到环境温度对传感器测试精度的影响，筒壁每个测试区增设一支零应力传感器，将应变计接入便携式自动化采集系统，对安全壳整体试验期间数据进行采集，采集频率为15分钟一次。
由于不能在混凝土表面开孔，传感器的两侧固定端块采用高强度结构胶粘贴在混凝土表面。
零应力传感器由铁质基板和传感器构成，传感器的安装端块用结构胶固定在基板上，基板一端粘贴在混凝土表面，另一端悬空。
表面式应变计安装在混凝土表面，容易受到阳光直射影响，且安全壳整体打压试验持续数天，昼夜温差大，传感器易受温度干扰，需加装隔热罩。
核电MSR壳体的防变形工装存在问题及改进措施
核电MSR壳体的防变形工装存在问题及改进措施宗倩;冀润景;李进江【摘要】分析了核电MSR壳体变形的原因,改进了防变形工艺措施.在壳体上采用防变形辅助工装,并优化了工装的焊接方案.对壳体母材的裂纹缺陷进行了原因排查和分析,采取了一系列针对性改进措施,取得了良好的效果,为同类核电设备的制造方案提供借鉴.【期刊名称】《电站辅机》【年(卷),期】2016(037)001【总页数】4页(P21-24)【关键词】核电;常规岛;汽水分离器;再热器;壳体;防变形;方案;改进【作者】宗倩;冀润景;李进江【作者单位】中国电能成套设备有限公司,北京 100080;中国电能成套设备有限公司,北京 100080;中国电能成套设备有限公司,北京 100080【正文语种】中文【中图分类】TL353+.13随着我国能源结构的不断优化，以及“一带一路”战略的不断推进，建设核电机组或核电设备输出将成为趋势。
汽水分离再热器（简称MSR）是核电站常规岛系统中的重要设备，起着对汽轮机高排蒸汽除湿、再热、提高蒸汽过热度、保护低压缸叶片、避免通流效率降低的作用。
大功率核电机组的卧式MSR由壳体、分离器及两级再热器组成，且为一体化结构设计［1］。
由于MSR筒体的体积大、内件多，装配精度要求高，在制造过程中，如果壳体发生变形，将直接影响内件装配和工地安装，变形严重时，将无法进行矫正，有可能成为不合格品。
在制造环节中，为避免壳体变形，采取了一系列防变形措施。
若防变形措施使用不当，不仅起不到应有作用，反而会影响产品制造质量。
现以某大功率核电机组MSR的制造为例，对防变形工装焊接部位出现裂纹缺陷的成因进行了分析，找出了防变形工装在装焊中存在的问题，提出了解决方案以及改进措施。
通过工程实践，证明改进后的工艺方案是科学合理的。
某型MSR依据ASME规范进行设计，壳体结构及布置，如图1所示。
壳体和封头材质选用碳钢SA—516Gr.70，壳体的设计压力为1.15 MPa，设计温度为316℃。