AP1000堆型反应堆冷却剂系统主要设备安装技术
AP1000核电厂反应堆冷却剂系统布置设计
Ａｂ ｓ ｔ ｒ ａ ｃ ｔ： ＡＰ １ ０ ０ ０ ｎｕｃ ｌ ｅ ａ ｒ ｐｏ ｗｅ ｒ ｐｌ ａ ｎ ｔ ｒ ｅ ｐｒ ｅ ｓ ｅ ｎｔ ｓ ａ ｄ ｖａ ｎｃ ｅ ｄ ｔ ｈｉ ｒ ｄ ｇｅ ｎｅ ｒ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ ｐ ｏ ｗｅ ｒ ｔ ｅ ｃ ｈｎｏ ｌ ｏ ｇｙ． Ｔｈｅ ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ ｃ ｏ ｏｌ ａ ｎ ｔ ｓ ｙｓ ｔ ｅ ｍ ｌ ａ ｙｏ ｕｔ ｄ ｅ ｓ ｉ ｇ ｎ ｎｏ ｔ ｏ ｎ ｌ ｙ ｓ ａ ｔ ｉ ｓ ｆ ｉ ｅ ｓ ｔ ｈｅ
ｒ ｅ ｑｕｉ ｒ ｅ ｍｅ ｎｔ ｏ ｆ ｓ ｙｓ ｔ ｅ ｍ ｆ ｕｎｃ ｔ ｉ ｏｎ， ｂｕ ｔ ａ ｌ ｓ ｏ ｃ ｏ ｎｓ ｉ ｄｅ ｒ ｓ ｕｆ ｆ ｉ ｃ ｉ ｅ ｎｔ ｌ ｙ ｔ ｈｅ ｒ ｅ ｑｕ ｉ ｒ ｅ ｍｅ ｎｔ ｏｆ Ａ ＬＡ ＲＡ ， ｉ ｎ－ｓ ｅ ｒ ｖｉ ｃ ｅ ｉ ｎｓ ｐｅ ｃ ｔ ｉ ｏ ｎ ｆ ｏ ｒ ｎ ｕｃ ｌ ｅ ａｒ ｍ ｅ ｃ ｈａ ｎｉ ｃ ａ ｌ ｃ ｏ ｍ ｐｏ ｎｅ ｎｔ ｓ ． ｍｏ ｄｕ ｌ ｅ ｄｅ ｓ ｉ ｇ ｎ ｃ ｒ ｉ ｔ ｅ ｒ ｉ ａ ａ ｎ ｄ ｃ ａ ｌ ａ ｍｉ ｔ ｙ ｐｒ ｏ ｔ ｅ ｃ ｔ ｉ ｏ ｎ ｆ ｒ ｏｍ ｉ ｎ ｔ ｅ ｒ ｎａ ｌ ｌ ｙ ｇ ｅ ｎｅ ｒ ａ ｔ ｅ ｄ． Ｔｈｅ ｃ ｏ ｍ ｐａ ｃ ｔ ｌ ａ ｙｏ ｕｔ ｄｅ ｓ ｉ ｇ ｎ
第三章 AP1000反应堆冷却剂系统
反应堆冷却剂系统 (Reactor Coolant System , RCS)
功能 RCS 将反应堆系统中堆芯核裂变放出的热能转化为高温饱和 蒸汽，并输送到汽轮发电机组转化为电能(二回路系统)。
反应堆冷却剂系统压力边界为堆芯释放的放射性提供了一个 包容的屏障，并使电厂在整个运行过程中都保持其高度的完 整性。
压 力 容 反器 应和 堆一 压体 力化 容堆 器顶 结 构
堆芯仪表通道设在 RPV 顶部一一取消了 堆芯下部，即压力容 器底部所有的贯穿件
3.3
3.3.1
压力容器的堆芯下壳 体(活性段)采用了环 型锻件结构，取消了 纵向焊缝;
3.3 压力容器和一体化堆顶结构
3.3.2 一体化堆顶结构
一体化堆顶结构(Integrated Head Package , IHP) 由多个独立的 设备组成，从而简化了反应堆的换料操作。在停堆换料期间， 他通过与反应堆压力容器顶盖移动联合操作，减少了停堆时 间和个人辐射剂量。另外，一体化堆顶结构减少了其相关部 件在安全壳内的搁置空间。
堆 内堆 构内 件 的构 功件 能
冷 却 剂 在 反 应 堆 压 力 容 器 和 堆 内 构 件 内 的 流 动
3.4.2
3.4
3.4 堆内构件
3. 4. 3 API000 堆内构件的技术特点
3.3 压力容器和一体化堆顶结构
3.3.2 一体化堆顶结构
3.3 压力容器和一体化堆顶结构
3.3.2 一体化堆顶结构
3.3 压力容器和一体化堆顶结构
3.3.2 一体化堆顶结构
一体化堆顶结构使得在 其内的各个部件无需单 独进行连接和断开。
冷却围筒是位于压力容 器顶盖上方围绕在控制 棒驱动机构周围的碳钢 结构。在核电厂正常运 行时，冷却围筒为控制 棒驱动机构磁辄线圈提 供冷却气流通道。
AP1000第三代反应堆系统介绍精讲
AP1000是AP600的扩大容量版，其设计保留了AP600的主要特点，同
时运用了一些已经验证的技术
AP1000的反应堆采用西屋成熟的Model314技术，该技术已成功地用
于比利时Doel-4、Tihange-3和美国South Texas Project电站上。
采用西屋公司三环路反应堆压力容器
31
非能动安全系统
AP1000的设计特点
由于非能动安全系统的采用，在万一发生事故时 堆芯冷却及安全壳减压等，不依靠泵之类的能动 设备，仅依靠所谓重力下降自然循环压缩气体膨 胀力的自然力便可实现
由于没有能动设备所以取消了要求纵深防御安全 系统的交流电源设备、应急用柴油发电机等，
由于取消了依靠泵的驱动力的安全系统设备系统 得到了简化
17
AP1000的设计特点
高安全水平
18
AP600的高安全性（CDF对比）
19
AP1000的设计特点
简化的系统结构及设备
20
AP1000比标准1000MW压水堆 的结构简化
1000MW 压 水 AP1000
减少
堆
泵
280
180
36％
ASME阀门
2800
1400
50％
ASME管道系统
33500
采用西屋Performance+燃料组件
AP1000的反应堆冷却系统为二环路设计，每个环路通过冷却剂管道联
接有一台大容量蒸汽发生器和两台密封式的冷却剂泵，此外冷却系统上 还联接有一台稳压器。
采用经验证的△125蒸汽发生器，其设计源自西屋-CE，已用于
South Texas Project-1、-2和Arkansas-2等机组
AP1000反应堆冷却剂系统主要设备安装技术
ａ ｄ ｖ ａ ｎ ｃ ｅ ｄ ｐ ａ ｓ ｓ ｉ ｖ ｅ Ｐ ｗＲ（ Ａ Ｐ １ ０ ０ ０ ） ， ｔ ｈ ｅ ｉ ｎ ｓ ｔ ａ ｌ ｌ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ｌ ｏ ｇ ｉ ｃ ａ ｎ ｄ ｓ ｅ ｑ ｕ ｅ ｎ ｃ ｅ ｏ ｆ ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ ｖ ｅ ｓ ｓ ｅ ｌ ， ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ ｃ ｏ ｏ ｌ ａ ｎ ｔ
Ｚ ＵＯ Ｘｕ ｅ— ｂ ｉ ｎ ｇ ， Ｃ ＨＥ Ｎ Ｊ ｉ ｎ ｇ－ ｊ ｉ ｎ ｇ ， Ｚ ＨＡ ＮＧ Ｊ ｉ ｎ—ｄ ｏ ｎ ｇ ， Ｄ Ａ Ｉ Ｓ ｈ ｕ ａ ｉ ， Ｚ Ｈ Ｅ ＮＧ ＤｏＮ ｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｐ ｏ ｗ ｅ ｒ Ｅ ｎ ｇ ｉ ｎ ｅ ｅ ｉ ｒ ｎ ｇ Ｃ ｏ ｍ ｐ ａ ｎ ｙ ， Ｈ ａ ｉ ｙ ａ ｎ ｇ ２ ６ ５ １ １ ６ ， Ｃ ｈ ｉ ｎ ａ ）
Ｉ 类 、 质量 Ａ ０ 引言
、 质保 Ｉ 级， 其设计 、 制造 、 安
装 都有严 格 的要 求
。
Ａ Ｐ Ｉ Ｏ ０ ０作 为第 三代 先进压 水堆 ， 技术 虽 然先 进， 但 作 为世界 上首 次建造 的新 堆型 ， 设 计 的成熟
１ 系统 组成 与设计 功能
性、 完善性还有待进一步的验证 ， 且没有类似 的参 考 电站可以借鉴。反应堆冷却剂系统作为核心系 统， 与常规的二代压水堆型核电技术相比， 本体特
关键词： Ａ Ｐ １ ０ ０ ０ ； 反 应堆 冷却 剂 系统 ； 压 力容 器 ； 蒸汽发 生 器 ； 安装
中图分类号 ： Ｔ Ｈ ４ ９ ； Ｔ Ｌ ３ ５ 文 献 标识 码 ： Ｂ 文章 编 号 ： １ ０ ０ １ — ４ ８ ３ ７ （ ２ ０ １ ３ ） １ １ — ０ ０ ６ ２— ０ ８
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。
AP1000反应堆冷却剂系统主设备安装技术研究
·87·NO.12 2018( Cumulativety NO.24 )中国高新科技China High-tech 2018年第12期（总第24期）1 概述一回路系统又称反应堆冷却剂系统（RCS），作用是将核反应堆芯中核裂变产生的巨大能力转化成高温高压饱和蒸汽，通过蒸汽系统传送到汽轮机转子，从而带动发电机转子高速运转来切割发电机腔室内部的磁感线进而转化为电能。
美国西屋公司设计的AP1000反应堆冷却剂系统是由环路1、环路2两条环路构成，每环路包括反应堆冷却剂泵两台、蒸汽发生器（SG）1台、冷管2段、冷却剂主管道热管1段。
其中两条环路与反应堆压力容器共同组成闭式循环回路，如图1所示。
图1 AP1000反应堆冷却剂系统通过研究RCS核心设备安装技术，对第三代先进压水堆机组建设具有重要借鉴意义。
2 RCS系统主设备简介2.1 反应堆压力容器（RPV）筒体内径Φ3990mm，筒体壁厚203mm，总高12200mm，总重273t，属于安全A级、抗震I类 设备。
2.2 主管道（RCL）环路1、环路2作为构成反应堆冷却剂系统的最主要的两个环路，每个环路包括2个冷段管段、1个热段管段。
冷段内径Φ559mm；热段内径Φ787mm；冷段长6.36m，热段长4.95m。
2.3 蒸汽发生器（SG）蒸汽发生器上部直径Φ5576mm，下部直径Φ4383mm，总高24826.8mm，单台净重约624.2t，属于安全A级和抗震I类设备。
2.4 反应堆冷却剂泵（RCP）AP1000的反应堆冷却剂泵是屏蔽电机泵，属于安全A级和抗震I类设备；泵名义功率：5.22MW，总高：6.69m，总重：67.4t。
2.5 稳压器（RCS）稳压器通过波动管与主回路热段相连，每个反应堆设置一台稳压器。
设备整体呈圆柱形，外形尺寸约为Φ2775mm×13739mm，重约100t。
AP1000反应堆冷却剂系统主设备安装技术研究张 震（山东核电有限公司，山东 海阳 265116）摘要：海阳核电AP1000项目是世界第一批在建第三代先进压水堆机组，采用的非能动安全系统技术具有无可比拟的先进性。
AP1000核电机组反应堆压力容器的安装
70
随着项目管理、制造、设计、施工水平和抗风 险能力的提 高，以 及“模 块 化 ”施 工 法 的 运 用，大 型起重机吊装法成为首选。
AP1000 核电机组重要的施工特征就是“开顶 法”吊装与“模 块 化”施 工。它 在 技 术 上 最 为 简 单，吊装过程将设备在厂房外转运与厂内翻转吊 装结为一体，节省了大量人力物力和施工时间。 2． 1． 2 起重机的选择
压力容器是核反应堆冷却剂压力边界的重要
设备，能承受各种工况的载荷，在设计期限内保持 结构完整性。压力容器的设计压力 17． 06 MPa， 设计温度 350 ℃ ，用 ASME SA － 508 低合金钢制 造，上下封头为半球形，总高 10． 075 m，筒体法兰 外径 3． 99 m，壁厚 175 mm，压力容器由容器筒体 和一体化顶盖两组件组成。本次吊装对象为容器 筒体部分［1］，其 RV 下筒体外形见图 1。
升高度达 117． 4 m。另外，压力容器及专用吊具 与吊车主臂之间，吊车主臂与临时顶盖环形桁架 之间都有足够的安全距离（ 5． 277 m） ，满足安全 要求［5］。 2． 2． 3 风载荷计算
根据 Lampson 吊车要求，风载荷必须低于吊 车在该工况下额定承载能力的 0． 5% 。标准设计 载荷以风速 Vw = 20 mph（ 8． 89 m / s） 为基础。
设备吊装就位
45． 389
405． 9
38． 14
31． 45
图 4 反应堆压力容器吊装工序图
图 5 RV 翻转示意
压力容器吊装前，平放在 T － Pad 吊装区，且 与 J － SKID 相连。吊装就位需在安全壳外，将其 由水平位置变为竖直位置，因此需要对反应堆压 力容器翻转竖直。
AP1000建造施工技术-1
焊口X光检查程序 目视检查程序
1.2.6. 组装程序
安全壳底封头现场组装程序 安全壳筒体模块现场组装程序 安全壳顶封头现场组装程序 运输程序 吊装程序 1.3. 安全壳板的预制 安全壳板预制分为筒体板预制、球面板预制、贯穿件支座预制、设备闸门通 道预制、人员闸门预制、环吊梁预制。 安全壳板预制的关键在于安全壳的排版图的绘制。 筒体预制工作包括板材的接收、下料、开坡口、卷板、焊接环吊梁支座、筒 体板之间组对、焊后热处理、喷砂除锈、制作运输托架、运输到施工现场等。 球面板预制包括压制成型（对于上、下封头球面板）包括板材的接收、下料、 开坡口、喷砂除锈、运输到施工现场等。 所有弧板与球壳板的成形除锈后，刷底漆（底封头除外），留出100mm宽的 焊接边界不刷，底封头采用可剥性涂层加以保护。 设备闸门通道、人员闸门、环吊梁的预制包括板材的接收、下料、开坡口、 组对、焊接、焊后热处理、喷砂除锈、涂漆、运输到施工现场。 1.4. 安全壳板的组装
1.4.12. 安全壳安装要求及记录
安全壳内径39.624米，以此为测量直径的基准。安全壳直径允差100毫米， 即最大39.724米，最小39.524米，不允许出现5毫米的台阶。安全壳筒身高度约42.5 米，筒身铅直度最大允差100毫米。为了在组装过程中进行质量控制，对每项工 序进行质量控制。整个预制、组装和安装过程要进行测试和相应得的记录。 1.5. 安全壳组装和安装的主要设施
1. 钢制安全壳预制、组装和安装
1.1. 钢制安全壳概述 AP1000型压水堆钢制安全壳是反应堆厂房的内屏蔽结构，用SA738, GRADE
B材料制成。安全壳设计标准为ASME 第三卷NE分卷，MC级设备，设计压力 0.41MPa。
AP1000反应堆冷却剂泵安装维护小车拆装工艺优化探讨
AP1000反应堆冷却剂泵安装维护小车拆装工艺优化探讨发布时间：2021-11-24T05:59:16.406Z 来源：《当代电力文化》2021年24期作者：王秀超[导读] 本文在分析AP1000反应堆冷却剂泵安装/维护小车结构的基础上王秀超身份证号码：6531231985****0810摘要：本文在分析AP1000反应堆冷却剂泵安装/维护小车结构的基础上，阐述了安装/维护小车拆装工艺优化的必要性，提出了工艺优化的原则及项目，并通过实操演练验证了优化方案具有更好的可行性，这就大大缩短了AP1000反应堆冷却剂泵安装/维护的窗口时间，满足了核电厂ALARA的核安全原则，提高了核电厂的经济效益，保障了核电站的安全运行。
关键词：AP1000；反应堆冷却剂泵；主泵安装/维护小车；拆装；优化1、概述AP1000反应堆冷却剂泵安装/维护小车（以下简称“主泵安装/维护小车”）是拆装AP1000反应堆冷却剂泵（以下简称“主泵”）的必备工具，其主要功能是用于在核岛蒸汽发生器隔间（以下简称“SG隔间”）安装、拆卸和维护[1]主泵可拆卸组件、吸入口导流壳和外置热交换器，满足其提升、下降、移动、调整的需要。
主泵安装/维护小车主要由机械本体、外置热交换器安装工具、吸入口导流壳安装工具、主螺栓安装工具以及辅助系统五大部分组成，零部件数量达2900多个，结构形式较为复杂，拆装较为困难。
主泵安装/维护小车机械本体（如图1所示）主要由基板组件（又称固定基座）、中环组件和顶环组件、加强框架等组成。
基板组件上安装有移动滚轴，可以在外力作用下移动。
中环组件通过下部立柱组件安装在基板组件上，有背部加强板定位，上面安装有横向调整组件。
顶环组件通过上部立柱组件连接在中环组件上，顶环组件上安装有电动螺旋千斤顶、伺服电动机、起重销组件等。
主螺栓安装工具（如图2所示）由主法兰螺栓提升工具（又叫升降装置）、主螺栓传送装置（又叫滚轮滑车）、主螺栓保持架组件、支撑带（又叫保持环）、工字型轨道组件（又叫环轨）、轨道支撑组件（又叫安装支架）组成。
非能动先进压水堆AP1000详细介绍_国核工程有限公司
三，反应堆冷却剂系统一RCS
核裂变：
235 U+1N →X1+X2+2.431N +△E 92 0 0
其中，△E～200 MeV，裂变能是在燃料元件内释放出来的， 平均值 2.431N0→99.35％瞬发中子+0.65％缓发中子， 5％左右的 裂变能是在慢化剂中释放出来的，不足5％的裂变能是在反射层和热 屏蔽层中释放出来的。 AP100O核电厂堆芯功率为3400MW， NSSS输出热功率为 3415MW，其中有15MW是主泵的贡献。
2009年3月16日星期一
-20-
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月23日星期一
-21-
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月23星期一
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月23日星期一
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
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三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月16日星期一 -31-
三，反应堆冷却剂系统一RCS
～每台蒸汽发生器的排污流量（0.061%）：2.07T/h ～每台蒸汽发生器最大排污流量（0.61%）：20.7T/h ～在110%设计压力下，每台蒸汽发生器安全阀的 排放能力：3740T/h ～每台蒸汽发生器释放阀排放能力： 在0.689MPa压力下，排放量：32 T/h 在8.274MPa压力下，排放量：46.3 T/h
2009年3月23日星期一
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二、AP1000核岛主要的设计参数
～AP1000发电机的上网电为1090MKW ～NNNS热功率为3415MKW ～反应堆的换料周期为18个月 ～100%功率甩负荷到厂用电，不仃堆、仃机 ～设计寿期为60年 ～ RCS设计压力：17.1MPa ～ RCS设计温度：343℃（360℃） ～正常运行压力：15.4 Mpa ～ 热段温度：321 ℃ ～冷段温度：281 ℃ ～在考虑热蒸汽发生器传热管堵管10%的状态下，RCS的热段温度可达325℃（321 ℃） ～AP1000属于第三核电厂，但用于发电的主设备都有成熟的经验：如反应堆压力容器，核燃 料组件，堆内构件，蒸汽发生器，主泵，汽轮发电机组等。
浅谈AP1000核电反应堆冷却剂系统主管道坡口加工技术
浅谈AP1000核电反应堆冷却剂系统主管道坡口加工技术发表时间：2018-09-28T10:04:18.860Z 来源：《建筑细部》2018年2月下作者：李学[导读] AP1000核电反应堆冷却剂系统主管道为反应堆压力容器、蒸汽发生器（SG）和反应堆冷却剂泵提供了一条封闭回路和压力边界中国核工业第五建设有限公司上海金山 201512摘要：AP1000核电反应堆冷却剂系统主管道为反应堆压力容器、蒸汽发生器（SG）和反应堆冷却剂泵提供了一条封闭回路和压力边界，是压水堆核电站最关键的核安全1级设备，管内介质为带有放射性的含硼水。
AP1000核电反应堆冷却剂系统主管道坡口加工数据由三维测量技术和3D计算机模型技术经测量建模及模拟组对后得出；同时主管道的焊接采用窄间隙自动焊。
为规避主管道倒装法安装工艺，窄间隙自动焊接技术以及主管道制造偏差等带来的风险，通过合理制定加工工艺及控制方法，确保主管道坡口加工质量。
关键词：AP1000核电；主管道；坡口加工；质量1 AP1000核电反应堆冷却剂系统主管道坡口加工特点AP1000核电反应堆冷却剂系统管道没有过渡段设有两条完全相同的主冷却剂环路，每条环路有两条内径为560mm的冷管段和一条内径为790mm的热管段组成，每条环路共有6道安装焊口，主管道材质为ASME SA-376 TP316L（P8）超低碳不锈钢且管内介质为带有放射性的含硼水。
主管道没有弯头，采用弯管以减少焊缝数量。
主管道安装采用窄间隙自动焊，利用3D激光跟踪测量系统现场测量，并采用数控欧米加9B加工系统对主管道坡口进行现场加工。
主管道坡口加工具有如下特点：a.主管道坡口加工精度要求高，切割余量小。
b.主管道冷段RV侧坡口加工后可能存在壁厚不同程度的超差现象。
c.主管道两端与相应设备管嘴端面存在夹角，需对主管道进行斜面坡口加工，增加了现场施工难度。
2 AP1000核电反应堆冷却剂系统主管道坡口加工技术主管道坡口加工主要工艺包括测量及建模、划线、粗切割、面切割、内镗孔、外坡口加工等，其中粗切断环节由切断机来完成，而面切割、内镗孔、外坡口加工环节均由数控坡口机来完成。
AP1000一回路系统及设备
323.9C 1505 1.447 13.6 17X17 157 4267
34
AP600 AP1000
堆芯直径/mm 反应堆压力容器内径 /mm 线功率/（kW/m） 3361 4000 13.45 3498 4000 18.73 53/16 11613 4.73 106.7 632.1
35
45/16 控制棒/灰棒 蒸汽发生器传热面/m2 6967.7 反应堆冷却剂泵 3.22 流量（m3/s） 73.2 扬程/m 传动惯量（kg.m2） 210.7
AP1000一回路系统及设备
1
西屋先进压水堆AP1000
概述
设计特点
一回路系统
燃料元件设计
主要系统设备
安全特性
2
AP1000的总体概况
AP1000是西屋公司开发的一种双环路1000 MW的压水堆核电机组，是AP600的延伸 保持了AP600的基本设计：
堆芯尺寸基本不变， 采用非能动的安全系统， 其设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求
41 42 29
附加产房
总数
10
122 99 55
10
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 AP1000 比 AP600 的总成本增加 11 ％，功率 提高了66％，发电成本大大降低 AP600的建造周期缩短到 36个月， AP1000 周期缩短到32个月
AP1000核电站主泵安装技术
1.屏蔽主泵介绍
1.屏蔽主泵介绍
1屏蔽主泵介绍
参数
描述
泵型号
N-10086-A1，垂直，单级，离心，整 体屏蔽电机，水力部件在泵的顶端， 电机和叶轮整体屏蔽
旋转方向
从电机端向泵壳端看去，为逆时针方 向
1. 屏蔽主泵介绍
技术特点 （6）水力模型优秀：水泵具有较高的水力效率和较好的抗汽蚀性 能，在一定程度上弥补了电机效率偏低的缺陷。 （7）辅助系统简化：无上充、泄漏系统和停车密封系统，连锁保 护要求及监测点相对减少；整体结构简单，紧凑，零部件较轴封 泵减少。 （8）主要缺点：屏蔽电机效率比普通电机低。
2小车外形
小车外形
抽取式接合器安装
1) 用酒精清洁抽取式接合器、锁紧杯和螺钉， 尤其是螺纹孔和与泵壳接合的部位，达到 NQA-1-1994 B 级清洁度要求。将 12 个锁紧杯 装入抽取式接合器埋头孔中，并用锁紧杯冲击 錾紧固
接合器安装工装： 1. 接合器的固定板 2. 十字形的测量臂组件 3. 固定平台 4. 顶升蜗杆
A泵采用A类小车，B泵采用B类小车； 接合器工装虽无安装类型要求；主泵 小车依然需要A和B泵的分类
2抽取式接合器安装
2)在安装小车周围搭设 3.5m 高的脚手架，要求脚手架顶部可供人 站立操作。在抽取式接合器上对称安装两个旋转吊环，吊环安装前用
Neolube.2 润滑，吊环拧紧力矩为 135.58 N· m。用 2t 的吊带将抽取 式接合器吊装到安装小车上。 3)拆除脚手架，将安装小车移动到泵壳正下方，用同步液压升降系统提升 小车并在下面放置井支架，同步液压升降系统及井支架布置如附图 3 所 示。在小车周围搭设 5m 高的脚手架，要求脚手架顶部可供人站立操作。 用 Neolube.2 润滑三个导向销，并将导向销按 120°间隔装入泵壳抽取 式接合器螺纹孔里，并拧紧至贴紧状态
AP1000主要参数
无
15.化容控制
主泵轴封水
不需要
需要
上充泵（补水泵）
222.7m3/h
334m3/h
-用作安全停堆
不需要
需要
-连续运行
否
是
16.仪控系统
I& C类型
数字化分布式
数字化分布式
主控室
计算机化
计算机化
7.汽机岛
高压缸
1
1
低压缸
3
2或3
主给水泵
3台电动泵
3台电动泵
17.电气
安全级动力电源
无
1500
2270m3/h
2360 m3/h
12.冷却水系统
安全等级
非安全相关
安全相关
设备冷却水泵
21800m3/h
2台
厂用水泵
21800m3/h
4台
13.启动给水/辅助给水
启动给水电动泵
2118m3/h：非安全相关
一台：非安全相关
辅助给水电动泵
无
250%：安全相关
辅助给水汽动泵
无
250%：安全相关
14.非能动换热器（仅适用于非能动设计）
MWd/tU
55000
23
控制棒组件总数
个
89
24
堆冷却剂RPV入口温度
（热工设计流量）
℃
280.7C(最佳估计)
25
堆冷却剂RPV出口温度
（热工设计流量）
℃
321.1C(最佳估计)
四、反应堆压力容器（RPV）
26
进、出口平均温度
℃
310
27
内径
mm
3989
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。
AP1000反应堆冷却剂管道安装3D测量施工工法
AP1000反应堆冷却剂管道安装3D测量施工工法AP1000反应堆冷却剂管道安装3D测量施工工法一、前言AP1000是一种先进的核反应堆，其冷却剂管道的准确安装对于核电站的运行和安全至关重要。
为了确保冷却剂管道的精准安装，需要采用科学可靠的施工工法。
本文将介绍一种基于3D测量技术的AP1000反应堆冷却剂管道安装工法，该工法通过精确的测量和控制，能够实现冷却剂管道的准确定位和安装，确保施工质量和安全。
二、工法特点该工法的主要特点包括以下几个方面：1.采用3D测量技术，能够实时获取冷却剂管道的尺寸和位置信息，提高了测量的精度和准确性。
2.结合PDM系统，能够实现数据的实时传输和处理，提高了施工效率和质量控制能力。
3.引入自动化设备和机器人技术，能够实现冷却剂管道的自动安装，提高了施工的效率和安全性。
4.工法灵活可调整，适用于不同规格的冷却剂管道安装，具有一定的通用性和适应性。
三、适应范围该工法适用于AP1000反应堆的冷却剂管道安装，包括主冷却剂回路、热交换器和冷凝器等关键部位。
同时，该工法也适用于其他类型和规格的核反应堆冷却剂管道安装。
四、工艺原理该工法的实际工程应用可以通过以下几个方面进行解释：1.测量技术：通过三维激光扫描仪和工程控制软件，对冷却剂管道进行精确的尺寸和位置测量。
2.定位控制：根据测量结果，通过激光定位仪和自动导向装置，对冷却剂管道进行准确定位和安装控制。
3.自动化安装：引入自动化安装设备和机器人技术，实现冷却剂管道的自动精确定位和焊接安装。
4.质量控制：通过实时数据传输和分析，对施工过程进行实时监测和控制，确保冷却剂管道的安装质量符合设计要求。
五、施工工艺该工法的施工过程主要包括以下几个阶段：1.准备阶段：进行场地清理和测量设备的安装调试，确保施工条件和设备的正常运行。
2.测量阶段：运用三维激光扫描仪对冷却剂管道进行全方位的准确测量，获取尺寸和位置数据。
3.定位控制阶段：通过激光定位仪和自动导向装置，对冷却剂管道的位置进行精确控制，确保安装位置准确。
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AP1000堆型反应堆冷却剂系统主要设备安装技术
发表时间：2019-11-07T11:33:30.643Z 来源：《建筑学研究前沿》2019年16期作者：李仕杰[导读] 反应堆冷却剂系统（RCS）的主要功能是将堆芯产生的热量传递给二回路系统，同时还可进行中子慢化、反应性控制以及冷却剂压力的控制，是核电厂最重要的工艺系统。
本文详细探讨了AP1000堆型反应堆冷却剂系统的主要设备安装技术。
李仕杰
江苏核电有限公司江苏 222042 摘要：反应堆冷却剂系统（RCS）的主要功能是将堆芯产生的热量传递给二回路系统，同时还可进行中子慢化、反应性控制以及冷却剂压力的控制，是核电厂最重要的工艺系统。
本文详细探讨了AP1000堆型反应堆冷却剂系统的主要设备安装技术。
关键词：反应堆冷却剂系统；主设备；安装技术反应堆冷却剂系统是压水堆核电站的“心脏”，其安装技术水平直接影响核电厂的运行参数和性能，甚至影响核电站的安全性能，同时，优异的安装质量也是核电站高效运行的重要保证。
另外，反应堆冷却剂系统作为AP1000堆型核心系统，其设备本体特征及安装要求都有很大的改进。
一、反应堆冷却剂系统概述
反应堆冷却剂系统又称为一回路系统，具有冷却堆芯、传递热量、压力条件以及超压保护等功能。
其主要设备有压力容器、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、主管道、稳压器、波动管。
二、RCS系统主设备安装 AP1000堆型反应堆冷却剂系统（RCS）设计位于反应堆厂房中的两个最大的结构模块CA01与CA04中，其中蒸汽发生器、稳压器和压力容器均固定在两个结构模块的混凝土基础上。
因整个结构模块设计紧凑，布局空间狭小，且所有主要设备均具有重量大、施工工艺复杂、安装精度要求高的特点，对反应堆冷却剂系统主要设备安装的要求极为苛刻。
若施工工序稍有偏差，将对安装质量造成重大影响。
因此，对主要设备的施工逻辑和安装技术进行详细而深入的研究显得尤为重要。
根据结构模块和反应堆冷却剂系统的特点，可总结出主要设备的施工逻辑。
以压力容器为系统的“心脏”，主管道为系统的“主动静脉”，严丝合密的串联蒸汽发生器与压力容器，待蒸汽发生器定位后悬挂反应堆冷却剂泵，最后，通过波动管和稳压器的组合，完成了整个反应堆冷却剂核心系统的安装。
1、反应堆压力容器（RPV）的引入安装。
在核岛反应堆厂房中心的CA04结构模块中，RPV通过其冷段管嘴下的支撑平台就位于结构模块CA04顶法兰上部的支撑上。
支撑通过定位螺栓加地脚锚固螺栓固定，反应堆容器的荷载通过锚固螺栓的支撑巧妙地转移到结构模块周围的混凝土内部结构中。
其中，反应堆压力容器的安装逻辑还包括七个其它主要物项，即模块CA04顶法兰、RPV支撑嵌入件、CA04结构模块、混凝土基础、检测井管、RPV筒体保温、RPV支撑。
其中，反应堆压力容器RV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。
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，从而使反应堆压力容器平稳运行。
2、主管道（RCL）引入及二次建模安装。
反应堆压力容器（RPV）安装定位完成后，应考虑主管道与蒸汽发生器安装间的密切配合和相互穿插。
主管道安装核心是如何控制坡口及其组对焊接，应根据蒸汽发生器（SG）完工尺寸和RPV定位尺寸进行。
根据实测的RPV实际位置数据和蒸汽发生器SG的定位数据，完成三维虚拟实体建模，再对坡口加工尺寸和位置进行模拟计算。
在主管道和压力容器的一侧焊接完成后，因焊接变形和热应力的影响，致使主管道SG端会产生偏移，这与一次建模模拟数据不尽相同。
此时，有必要结合SG的安装要求，通过二次建模对其进行测量，以完成SG端面的坡口加工。
为保证焊缝在自然状态下能自由收缩而进行的主管道重量再平衡是整个安装过程中的一个关键突破。
根据焊接工艺评定数据，当单根焊缝完成50%时，主管道焊接基本上达到焊缝的最大收缩量，不会有进一步发生偏移。
主管道的安装逻辑为：压力容器/主管道/SG3D建模-主管道压力容器侧坡口加工-主管道就位并与压力容器组对-压力容器侧焊接（至少50%）-主管道SG侧3D建模复测-主管道SG侧坡口加工-SG吊装就位-主管道与SG对口调整-主管道SG侧焊接（至少50%）-完成剩余焊接-安装完毕。
3、蒸汽发生器（SG）引入安装。
主管道在SG侧坡口加工完成后安装蒸汽发生器，采用重型履带起重机将SG吊装引入临时支护，调整临时支护液压系统，以实现SG与主管道的对口。
在现场安装SG时，必须确保处于冷态位置。
SG与压力容器间的位置偏差调整合格，并根据主管道的对口参数微调SG的就位高程。
待压力容器RPV一侧主管道完成焊接后，通过主管道的实际位置和SG理论位置完成三维实体建模，通过三维模拟数据对主管道SG端进行下料。
不断调整SG与主管道间的间隙，直至满足对口间隙及错边量的技术要求，然后测量此时SG的实际位置。
SG的安装逻辑为：SG临时支撑安装-SG临时支撑调试-SG吊装引入- SG侧主管道3D建模-SG侧主管道坡口加工- SG与主管道对口-SG 与主管道焊接完成-SG永久支撑安装-SG安装完毕。
4、反应堆冷却剂泵（RCP）引入安装。
RCP的安装在蒸汽发生器安装完成后开始，它位于SG下方，所以需要通过蒸汽发生器筒体和CA04模块间的窄间隙进行吊装，其安装难度和要求都比较苛刻。
本次主泵由专用液压升降装置和安装小车将主泵安装至泵壳中，主冷却剂泵的安装逻辑为：蒸汽发生器房间临时楼板安装-主泵安装小车组装/主泵运输临时桥架安装-主泵可拆卸组件的引入SG房间-主泵可拆卸组件就位-安装并拉伸第一组8个主螺栓和螺母-密封环第一部分打底焊-安装并拉伸第二组8个主螺栓和螺母-拆除第一组8个主螺栓和螺母-完成密封环打底焊-密封环第一部分焊接-安装并拉伸第一组8个主螺栓和螺母-拆除第二组8个主螺栓和螺母-完成密封环焊接并做无损检测-安装剩余16个主螺栓和螺母-最终拉伸24个主螺栓、移除安装小车及成品保护。
5、稳压器（RCS）引入安装。
稳压器位于结构模块CA01的腔室中，与其它设备相比，稳压器的安装相对独立、不受其他主设备施工逻辑限制。
CA01稳压器腔体空间狭窄，波动管吊装引入困难，为防止空间狭小导致后续无法引入，需提前考虑策划。
调整稳压器的垂直支撑，将稳压器吊入CA01腔室，稳压器的标高由与波动管连接的底部管嘴控制，调整准确定位后，进行垂直支撑的二次调整安装，依次安装上水平支撑、下水平支撑、上环梁，并拆除相关临时支撑。
整个稳压器安装逻辑为：波动管引入-垂直支撑临时就位调整-稳压器翻转吊装-垂直支撑与稳压器连接-临时支撑安装-稳压器精调及固定-检查测量-吊车摘钩-垂直支撑二次灌浆-垂直支撑固定-下部水平支撑安装-检查测量-上部环梁安装及调整-检查测量-上部水平支撑安装-临时支撑拆除-检查测量-上部环梁间隙块加工及安装-检查测量-成品保护。
6、波动管引入安装。
当稳压器和主管道安装完毕，不再进行相关位置调整后，开始安装波动管。
波动管由五段不同长度的管段组成。
首先，测量稳压器上喷嘴与热管上喷嘴的相对位置；其次，根据波动管的尺寸和设计要求，确定各管段的端口位置，确定管段的坡口加工尺寸；最后进行个管段的组对焊接。
波动管施工逻辑为：主管道及稳压器安装完毕-主管道稳压器波动管嘴位置测量-波动管定位放线-波动管预组装及坡口加工量的确定-S001/S002/S003/S005坡口加工-S001段与稳压器焊接-S005段与主管道焊接-S002/S003段焊接-S003/S005段测量-S004段坡口加工-S004段焊接-最终检查/波动管安装完毕。
参考文献
[1]娄改菊，熊伟.浅谈核电工程机械贯穿件安装技术[J].城市建筑，2016（09）.
[2]毛剑锋，卢喜杰.浅析AP1000核电站主设备安装质量管理[J].建筑·建材·装饰，2015（17）．
[3]许跃武，高宝宁.AP1O00核电机组反应堆压力容器的安装[J].压力容器，2015（01）．。