核电站压力容器
我国主要核反应堆压力容器介绍及结构差异
我国主要核反应堆压力容器介绍及结构差异摘要：自改革开放以来，我国核电事业蓬勃发展，在迈入新世纪的十余年里，我国建设了大量的核电站，目前在役和在建的核电站主要为二代半和三代压水堆核电技术，本文在对压水堆反应堆压力容器进行介绍基础上，对比了不同堆型的反应堆压力容器的结构差异，为后续反应堆压力容器的制造积累了经验。
关键词：核电，反应堆压力容器，华龙一号1、概述随着人类社会的科技进步与发展，人类对能源的需求日益增大。
在人类使用的诸多能源中，电能作为能效利用率高，使用方便的二次能源，得到了广泛的应用。
目前，能够转化为电能的主要一次能源包括：煤炭，石油天然气、水力以及核能；此外，风能、太阳能、潮汐能和地热能等新能源也在逐渐的开发应用之中。
受到现阶段科技水平，制造成本以及地域资源等因素的限制和影响，新能源的应用还有很长的路需要走；而煤炭、石油天然气作为非可再生能源，随着人类的开发应用，会逐渐枯竭；水力能源又极大的受限于地域，发展空间有限。
而核能，作为一种清洁能源，相对于其它能源有十分明显的优势，目前我国已经探明的铀和钍的含量，可持续使用至少1000年，随着核聚变技术的逐步发展与成熟，核能将变为一种取之不尽，用之不竭的可再生能源，成为在未来照亮人类发展之路的普罗米修斯之火。
自上世纪80年代起，我国开始大力发展核电事业，经过30多年的持续发展，我国的核电事业已经由引进消化西方的核电技术转变为研发具有自主知识产权的核电技术。
目前，我国在役和在建的核电站主要为二代半和三代压水堆核电技术，具体堆型包括：CPR1000、CAP1000、CAP1400和华龙一号。
此外对于第四代核电技术，如快中子反应堆、高温气冷堆、熔盐堆和超临界水冷堆等的多种新型堆型，其相应的试验堆也都在开发和试制。
在新时代，我国的核电事业正向着百花齐放的总体布局飞速发展。
本文对压水堆的反应堆压力容器进行介绍，并通过对比CPR1000、CAP1000、CAP1400和华龙一号四种核反应堆压力容器结构差异，为后续三代、四代核反应堆压力容器的制造积累经验。
核反应堆压力容器主要焊接方法
核反应堆压力容器主要焊接方法汇报人：2024-01-06•焊接方法概述•主要焊接方法介绍•焊接工艺参数与控制目录•焊接质量检测与控制•焊接安全与环保01焊接方法概述焊接是通过加热或加压，或两者并用，使两个分离的物体产生原子间结合的方法。
焊接定义焊接具有强度高、密封性好、工艺灵活、便于制造等优点，广泛应用于各个领域。
焊接特点焊接的定义与特点0102焊接在核反应堆压力容器中的应用在核反应堆压力容器的制造中，焊接主要用于各部件的连接和密封，要求焊接接头具有高强度、高密封性和耐腐蚀性等特点。
核反应堆压力容器是核电站中的重要设备，需要承受高温、高压和放射性物质，因此焊接是制造该设备的关键技术。
焊接技术的发展趋势焊接技术的发展趋势主要包括提高焊接效率、改善焊接接头质量、发展新型焊接方法和焊接自动化等方向。
随着科技的不断进步，焊接技术将不断革新和完善，为制造业的发展提供更加先进的技术支持。
02主要焊接方法介绍该方法适用于各种金属材料，如碳钢、不锈钢、铝、铜等，具有较高的焊接效率和较低的焊接成本。
熔化极气体保护焊的优点在于焊接质量稳定、操作简便、适应性强，广泛应用于核反应堆压力容器的制造和维修。
熔化极气体保护焊是一种常用的焊接方法，通过熔化电极和母材，利用气体保护熔池不受空气影响，从而实现连接。
熔化极气体保护焊非熔化极气体保护焊非熔化极气体保护焊是一种利用非熔化电极和气体保护进行焊接的方法。
该方法主要适用于高合金钢、不锈钢等材料的焊接，具有较高的焊接速度和较低的焊接成本。
非熔化极气体保护焊的优点在于焊接质量稳定、操作简便、适应性强，广泛应用于核反应堆压力容器的制造和维修。
埋弧焊埋弧焊是一种利用电弧热能将焊缝金属熔化并利用颗粒状焊剂覆盖在电弧周围进行焊接的方法。
埋弧焊的优点在于焊接质量稳定、操作简便、适应性强，广泛应用于核反应堆压力容器的制造和维修。
钨极惰性气体保护焊是一种利用钨电极和惰性气体保护进行焊接的方法。
核电站压力容器概述.
控制棒
核反应堆的开、停和核功率的调节都由控制棒控制。控制棒内的材料能强 烈吸收中子，可以控制反应堆内链式裂变反应的进行。
控制棒按功能分三种， 功率棒，温度棒，安全 停堆棒
控制棒按组成分两种，黑棒 和灰棒。黑棒具有较强的中 子吸收能力。灰棒主要是不 锈钢，其中子吸收能力较弱
反 应 堆 冷 却 剂 系 统 图
谢谢
安全棒可抑制反 应性的增加，因 为它具有很强的 吸收中子的本领。 平时安全棒被置 于堆芯之外，发 生事故时靠重力 或其他外力，在 0.1～l秒的时间 内自动插入堆芯， 将链式反应熄灭， 以免造成损坏或 危险
压力容器
压力容器是核电站第二道屏障
什么是压力容器？
为了与一般容器(常压容器)相区别，只有同时满足下列三 个条件的容器，才称之为压力容器： 1：工作压力大于或者等于0.1Mpa（不含液体静压力） 2：内直径大于等于0.15m。且容积（V）大于等于0.025立 方米，工作压力与容积的乘积大于或者等于2.5MPa-L
核电一回路 压力容器
燃料棒
铀矿石经过开采、初加工、铀转化，进而 加工成核燃料元件。 压水堆核电站用的是铀-235富集度为3%左 右的核燃料。
以百万千瓦 级压水堆核 电站为例， 通常核反应 堆内有157 个核燃料组 件，每个组 件由17×17 根燃料棒组 成。
3
瓷芯块为直径1厘米，高度1厘米 的圆柱体。几百个芯块叠在一起 装入直径1厘米，长度约4米，厚 度为1毫米左右的细长锆合金材料 套管内，因为核裂变反应就像是 在燃烧原子
反应堆冷却系统
反应堆冷却剂系统
系统的功能
1.是核电厂正常功率运行将堆内产生的热量载出，并通过蒸汽发 生器传给二回路工质，产生蒸汽，推动汽轮机机组发电。 2.在停堆后的第一阶段。经蒸汽发生器带走堆内的衰变热。 3.系统的压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的一道屏障。 4.反应堆冷却剂作为可溶化学毒物硼的载体，并起慢化剂和反射 层作用。 5.系统的稳压器用来控制一回路的压力，防止堆内发生偏离泡核 沸腾，同时对一回路 系统实行超压保护。
核电站原理 第3章 反应堆 压力容器
2号轴封的作用是阻挡1号轴封的泄漏。它的润滑是由1号 轴封水泄漏量的一部分保证。2号轴封设计成在应急情况 下，无论是转动状态或者静止状态，都能在密封面两端承
组 受全系统压力下运行。此时它可以代替1号轴密封，并且 象全液膜密封那样工作。在1号轴封发生故障时，能在一
件 回路额定压力下工作（旋转或不旋转）约30分钟，以便设 备停运。
芯内的支撑与定位。
2. 作为反应堆冷却剂系统的一部分，起着承受一回 路冷却剂与外部压差的压力边界的作用
3. 考虑到中子的外逸，起到对人员的生物防护的作 用
反应堆压力容器按照提供包容反应堆
设
堆芯、上部堆内构件及下部堆内构件所要
计
求的容积设计，考虑到核电厂的寿期为40
考
年，以及运行时冷却剂的循环流动，水对
在 役 水 压 试 验 限 制
在 役 水 压 试 验 限 制
压力容器内冷却剂的流动
通过三个入口接管沿压力容器内壁与堆芯吊 篮之间的环形空间向下流动，到压力容器底 部后转向，通过堆芯支承板和堆芯下栅格板 向上流经堆芯，带出核反应放出的热量，经 过上栅格板后，从三条出口管道排出
冷却剂在压力容器内流动时约有94%用于堆 芯排热，有6.04%没有用来冷却燃料元件， 称为旁路流量。
热屏和轴承
1号轴封构成密封系统中最重要的元件，它基本上是一种 全液膜密封。它由两个不锈钢覆盖氧化铝的环构成，下边 为动环，与轴联结在一起，随泵轴旋转：上边是静环，与
一 定子联结在一起不转动，但可以上下移动。两个环的端面 不接触，构成曲面型液膜密封件。
号 在正常运行时，在两环之间形成液膜，液膜是由密封两端 轴 的压降产生的。动环和静环的两个端面在液膜两侧相对滑
3-2 反应堆本体结构
关于核电压力容器设备可靠性的研究
关于核电压力容器设备可靠性的研究【摘要】核电压力容器是核电站中至关重要的设备之一，其可靠性直接关系到核电站的安全稳定运行。
本文针对核电压力容器设备可靠性展开研究，首先介绍了核电压力容器设备的结构和工作原理，然后对其故障进行分析，探讨了影响其可靠性的因素以及提高可靠性的方法。
通过案例研究，进一步验证了研究结论。
最后总结了核电压力容器设备可靠性研究的重要启示，并探讨了未来研究方向。
本研究可为核电压力容器设备的改进和优化提供重要参考，有助于提高核电站的安全水平和经济效益。
【关键词】关键词：核电压力容器设备、可靠性、研究、结构、工作原理、故障分析、影响因素、提高方法、案例研究、启示、未来研究方向、总结1. 引言1.1 核电压力容器设备可靠性砠究的重要性核电压力容器是核电站中的重要设备，承担着贮存和传递核反应堆内冷却剂的重要作用。
其安全可靠性对核电站的正常运行和周围环境的安全至关重要。
对核电压力容器设备可靠性的研究具有重要意义。
核电压力容器设备的可靠性直接关系到核电站的安全性。
一旦核电压力容器发生故障，可能导致核反应堆失控，造成严重的核泄漏事故，危及人民的生命和财产安全。
保障核电压力容器设备的可靠性至关重要。
研究核电压力容器设备的可靠性可以帮助提高核电站的运行效率和经济性。
通过减少设备故障和维修次数，可以提高核电站的稳定性和持续性。
这不仅可以降低维修成本，减少停机时间，还可以提高电力供应的可靠性，满足社会对清洁能源的需求。
研究核电压力容器设备的可靠性不仅关乎核电站的安全性，还关系到经济性和可持续性。
加强对核电压力容器设备可靠性的研究至关重要，有助于确保核电站的安全稳定运行。
1.2 研究背景和意义核电压力容器作为核电站的核心设备之一，其可靠性直接影响着核电站的安全运行。
由于核电压力容器承受着高压、高温等极端工况，一旦发生故障可能引发严重后果，因此其可靠性研究具有重要意义。
随着核能在全球范围内的重要性逐渐凸显，核电压力容器设备可靠性的研究备受关注。
压水堆核电站反应堆压力容器材料概述
2、热处理：热处理是改善材料力学性能和耐腐蚀性能的重要手段之一。通 过对材料进行适当的热处理，可以优化材料的组织结构，提高材料的综合性能。 常用的热处理方法包括固溶处理、时效处理等。热处理过程中需严格控制加热温 度和冷却速度等参数，以确保热处理效果符合设计要求。
3、防腐处理：反应堆压力容器在运行过程中会受到各种化学物质的侵蚀， 因此需要进行防腐处理以提高其耐腐蚀性能。常用的防腐处理方法包括表面涂层、 金属衬里等。防腐处理前需对材料的表面进行处理，以去除杂质和氧化物，提高 防腐处理效果。
压水堆核电站建模控制的方法
压水堆核电站的建模控制方法主要包括以下几方面：
1、建模语言：采用系统动力学建模语言，如Simulink或Modelica，对压水 堆核电站进行动态建模。这些语言具有强大的图形化界面和丰富的模型库，能够 方便地构建复杂的系统模型。
2、控制器设计：结合模型的特点和实际控制需求，设计相应的控制器。例 如，可以采用PID控制器、模糊控制器等来实现对核电站系统的有效控制。
2、数据采集和处理：通过采集压水堆核电站的实际运行数据，对数据进行 预处理、存储和分析。这有助于提高仿真软件的准确性和可靠性。
3、界面设计：为了方便用户的使用，仿真软件应具备良好的用户界面。界 面设计应直观、易操作，并能够实时显示仿真结果。
4、模块集成与测试：将设计好的功能模块进行集成，并对仿真软件进行测 试。确保软件能够正常运行，并满足压水堆核电站的仿真需求。
压水堆核电站反应堆压力容器材料 概述
01 引言
03 材料特性
目录
02 材料选择 04 制造工艺
05 监控制度
07 参考内容
目录
06 安全保障
引言
压水堆核电站是核能发电的重要形式之一，其反应堆压力容器是核电站中的 关键设备之一。反应堆压力容器不仅承受着高温高压的工作环境，还需抵抗各种 辐射和化学腐蚀的侵蚀。因此，反应堆压力容器的材料选择、制造工艺和安全保 障等方面都至关重要。本次演示将概述压水堆核电站反应堆压力容器材料的重要 性和应用场景，材料的选择和特性，制造工艺以及安全保障等方面的内容。
EPR堆型核电站压力容器安装
EPR堆型核电站压力容器安装摘要：随着第三代压水堆核电站的不断发展，发电功率越来越大，同时设备尺寸变得也越来越大，而反应堆厂房可用来安装设备的空间越来越小，主回路重型设备引入到核反应堆厂房成为了核电站建设期间关键技术难度之一。
本文针对台山核电站一期工程压力容器的安装，利用液压提升装置及“空中翻转”的吊装方法，顺利安装了压力容器，实现了重型设备成功吊装并就位到反应堆厂房内，为后续类似工程提供依据和参考。
关键词：液压提升装置；空中翻转；压力容器1．引言台山核电站一期工程是法国法码通公司与德国西门子公司联合开发的第三代压水堆核电站，采纳了最新技术，属于EPR堆型。
它作为迄今为止设计和技术最为先进的新一代压水堆核电站之一，单机容量为175万千瓦，设计寿命为60年。
主回路由四个并联环路构成，每一个环路包括压力容器、蒸汽发生器、主泵和连接主设备的三段主回路管道。
图1 EPR堆型主回路设备布局图2. 压力容器安装压力容器安装可分成四个步骤：第一步从地面吊装到引入通道入口，第二步通过引入通道入口引入到反应堆厂房内，第三步翻转竖立，第四步引入到反应堆厂房堆腔中心。
台山核电站一期核岛厂房结构与M310堆型区别大，压力容器安装难度加大，安装时采用了专用吊装和运输工具和新安装工艺，克服了房间设计和引入通道对压力容器安装的影响，具体难度如下。
2.1难点一压力容器设备重量重，吊车起吊能力大台山核电站一期压力容器从+0m提升到操作平台，需要吊车起吊能力大和吊装平稳。
在设计时选用外部液压提升装置，该装置与其它堆型外部龙门吊具备如下特点：1）起吊能力大。
2）吊重物时能够平稳横向移动。
外部液压提升装置横向移动时，通过泵站给液压动力单元提供动力，依靠动力单元的卡爪和轨道上挡块的相互配合实现滑架的平稳移动。
3）起吊速度平稳。
起吊速度有多种选择，可以自主设定。
4）动力提供随时可以保证。
动力来源于燃烧柴油，只要提供足够的柴油即可保障吊装过程中有连续的动力。
压水堆核电站反应堆压力容器金属材料概述
压水堆核电站反应堆压力容器金属材料概述压水堆核电站反应堆压力容器是在高温、高压流体冲刷和腐蚀，以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行的，因此ASME规范第Ⅺ卷要求，反应堆压力容器应采用优质材料、严格制造工艺、完善的试验和检查技术，且在服役期间必须定期进行检查。
1.反应堆压力容器结构和作用功率在1000MW及以上的普通压水堆核电站反应堆压力容器设计压力高达17MPa，设计温度在350℃左右，直径近5m，厚度超过20cm，有的单件铸锭毛重达500多吨，设计寿命至少要求40年。
因为其体积庞大，不可更换，所以压力容器的寿命决定了核电站的服役年限。
压水堆压力容器是由反应堆容器和顶盖组成，前者由下法兰(含接管段)、简体和半球形下封头组焊而成，顶盖由半球形上封头和上法兰焊接组成(或者为一体化顶盖)。
上下法兰面之间用两道自紧式空心金属(高镍耐蚀合金Im718或18—8钢)“0”形环密封。
为了避免容器内表面和密封面腐蚀，在压力容器内壁堆焊有大于5mm厚的不锈钢衬里。
为防止外表面腐蚀，压力容器外表面通常涂漆保护。
2.反应堆压力容器材料的发展史压水堆反应堆压力容器材料一般都是在工程上成熟的材料基础上改进而成的。
美国第一代压水堆核电站反应堆压力容器材料用的是具有优良工艺稳定性、焊接性和强度较好的锅炉钢A212B(法兰锻件为A350LFs)，由于A212B钢淬透性和高温性能较差，第二代改用Mn-Mo 钢A302B (锻材为A336)，该钢中的Mn是强化基体和提高淬透性的元素，它能提高钢的高温性能及降低回火脆性。
随着核电站向大型化发展，压力容器也随之增大和增厚，A302B钢缺口韧性差的不足就逐渐显露出来，为保证厚截面钢的淬透性，使强度与韧性有良好的配合，20世纪60年代中期又对A302B钢添加Ni，改用淬透性和韧性比较好的Mn-M-Ni钢A533B (锻材为A508一Ⅱ钢)。
并以钢包精炼、真空浇铸等先进炼钢技术提高钢的纯净度、减少杂质偏析，同时将热处理由正火+回火处理改为淬火+回火的调质处理，使组织细化，以获得强度、塑性和韧性配合良好的综合性能。
核电站的压力容器与核燃料装载
核电站的压力容器与核燃料装载核电站作为一种重要的清洁能源发电方式，其安全运行至关重要。
核电站的压力容器和核燃料装载是核电站运行中不可或缺的两个关键组件。
本文将对核电站的压力容器和核燃料装载进行深入探讨。
1. 核电站的压力容器核电站的压力容器是用于储存核燃料和工质的设备，同时还承担着保持反应堆良好工作状态、控制核反应的重要职责。
压力容器需要满足高温、高压和辐射等极端工况下的使用要求，并保证核燃料的安全储存。
1.1 压力容器的结构核电站的压力容器通常采用圆柱形或球形结构，底部有法兰连接设备。
容器壁由厚度较大且材料强度高的金属制成，如钢铁或镍基合金。
在容器的顶部，设置了安全泄压装置，以保证在超压情况下能够及时释放压力，避免容器破裂。
1.2 压力容器的材料选择压力容器的材料选择需要考虑其耐高温、耐腐蚀、辐射防护等特性。
常用的材料包括不锈钢、合金钢等，这些材料具有良好的力学性能和耐蚀性，能够适应核电站的严苛工况。
1.3 压力容器的维护与检测为确保核电站的安全运行，压力容器需要进行定期的维护和检测。
这包括外观检查、材料性能检测、泄漏检测等。
通过合理的维护与检测，能够及时发现和解决潜在问题，保障压力容器的正常运行。
2. 核燃料装载核燃料装载是指将核燃料装入反应堆中，使其成为产生核能的原料。
核燃料装载必须严格按照规定的程序和要求进行，以确保核燃料的安全运输和装载过程中没有产生任何事故。
2.1 设备和工艺核燃料装载需要使用特定的设备和工艺进行操作。
装载过程中，核燃料一般以芯片或颗粒的形式存在，并通过精确的测量和控制将其放置在燃料组件中。
装载完成后，需要进行严格的防护措施，以防止核燃料的泄漏和辐射的扩散。
2.2 安全控制核燃料装载过程中的安全控制是核电站运行的重要环节。
装载操作必须由经过专门培训的人员进行，并按照严格的安全程序进行。
同时，装载区域需要进行辐射防护和污染控制，以最大程度地保护工作人员和环境的安全。
2.3 装载后的管理核燃料装载完成后，核电站需要建立完善的管理体系，对核燃料进行监测和追踪。
核电站压力容器安装施工控制
核电站压力容器安装施工控制摘要：压力容器是一个维持核裂变的反应装置，是核电站核岛最为核心的设备之一，它的安装及调整不仅工艺细节复杂，而且质量控制标准极高。
以某核电站X号机组压力容器为例，简要论述压力容器安装工艺及质量控制要点。
关键词：压力容器；吊装翻转；测量；一、工程概况某核电5号机组压力容器简体呈圆柱形．下部为半球形封头，其容纳反应堆堆芯、堆内构件、控制棒以及与堆芯直接相关的其他部件，使核燃料的裂变反应限制在—个密封的空间内进行，是防止放射性物质外溢的重要屏障，其主要技术参数：最大外形尺寸6418mm×59l0mmX 10555mm，容器净重261．17T，安装质保级别为QAl。
二、施工前应具备的条件（1）压力容器吊装、安装所需技术文件、图纸资料已齐备；（2）压力容器支承环已经安装完成，达到压力容器就位要求；（3）确认堆芯仪表系统的堆芯贯穿管已引入安装房间存放，堆外核测定位装置安装完毕；（4）标示出压力容器翻转支架的安装位置，检查用于安装翻转支架的螺孔是否可用，核实预埋件上的M39螺孔尺寸及其定位尺寸；（5）检查压力容器支承环上的方位标记确保其准确，设备就位时清晰可见；（6）吊装需用的所用工机具必须准备齐全，依据设计提供的压力容器吊装工具清单并核对、落实吊装工机具并确保其到位吊装施工前对吊装工机具进行预组装并检查，确保所有接口尺寸无误；（7）检查在压力容器翻转竖立时，环吊联合提升梁、压力容器管嘴的位置与已安装的设备闸门内封头极其起吊装置、钢结构是否存在干涉；（8）检查拖曳装置锚固点位置是否符合图纸要求并试验行走是否顺畅；（9）检查龙门吊380t吊钩中心位置与+20m运输轨道中心线偏差；（10）压力容器安装区域应达到规定的Ⅲ级工作区要求。
三、施工工艺流程压力容器安装主要工艺流程为：工机具引人一压力容器引入反应堆厂房并安装翻转工具一翻转压力容器并拆除翻转抱环—安装水平垫板一压力容器在水平垫板上最终就位—拆除翻转凸耳组件及安装螺纹孔保护帽—棚岣间隙的测量和计算垫板厚度一加工侧向垫板_+安装侧向垫板及保护装置—场地清理。
核电站原理 第3章 反应堆 压力容器
封
号轴封之间，其作用是： 1）保证主泵轴承的润滑。
组
2）通过三个串联的轴封，保证一回路水不向外泄 漏。
件
3）在RRI系统暂时断水时，保证主泵轴承和轴封的
短时应急冷却。
由RCV系统供给的轴封水压力为15.8Mpa.a ，略高
于一回路压力，流量约1.82m3/h，其中通过轴封约
0.68 m3/h，其余流入一回路
（4）顶盖冷却旁通流量——有2.2％的流量从 导向筒支承板法兰上的小孔流进顶盖进行冷 却。
这一区域的水可通过支承柱向下流回上部堆内 构件构成的水腔室。
上述各项旁通流量总计为冷却剂总流量的6.04 ％，热工设计时取为 6.5％。
旁路流量增大意味着什么?有什么危害? 使流经堆芯流量减少，平均温度增加 自动控制调节 使功率下降。
芯内的支撑与定位。
2. 作为反应堆冷却剂系统的一部分，起着承受一回 路冷却剂与外部压差的压力边界的作用
3. 考虑到中子的外逸，起到对人员的生物防护的作 用
反应堆压力容器按照提供包容反应堆
设
堆芯、上部堆内构件及下部堆内构件所要
计
求的容积设计，考虑到核电厂的寿期为40
考
年，以及运行时冷却剂的循环流动，水对
主 冷却。为防止安全壳内空气升温，在冷却回路出口装 有两台冷却器，由RRI系统冷却。电机设有电加热器，
泵 在泵停运时加热，使线圈保持一定温度，防止凝结水。 为了便于维修主泵和电机，在泵轴与电机轴之间由
电 400mm长的短轴刚性连接。 在电动机定子上有6个测点，监督线圈温升，
机 温度不允许超过120℃。 在冷却器出口装有RRI系统 流量测点，流量低于25m3/h时，给出报警信号。
各种旁通流量及其大致数值为：
核电站压力容器焊接技术解析
核电站压力容器焊接技术上海锅炉厂有限公司邵建明倪国良2005.3核电站压力容器焊接技术1.简介1.1 世界核电发展的历史和现状世界上第一座核电站于1954年在前苏联建成，并以此标志着核能发电开始了商用化的发展历程。
自上世纪50年代以来，美国、前苏联、英国、法国、加拿大、德国、日本等发达国家建造了大量核电站。
特别是上世纪70年代，核能发电经历了快速的发展，到目前为止，核能发电已占全球总发电量的17%左右。
根据2002年12月底的统计，全球核电机组数为577台，总容量为435458MW，其中运行机组为444台，在建机组50台，退役机组83台。
核电运行机组容量前十位的国家分别为美国、法国、日本、德国、俄罗斯、加拿大、韩国、英国、乌克兰和瑞典，部分国家如法国、比利时等，其核能发电比例已占其总发电份额的50%以上。
在发达国家，核电已有几十年的发展历史。
作为一种成熟的能源，核电曾在两次世界能源危机后，为解决能源供应、保障能源安全发挥了重要的作用。
1.2 我国核电的起步和发展1985年我国正式开工建设第一座核电站——秦山核电站，1991年秦山核电站1×300MW机组建成投产。
1994年引进法国技术的大亚湾核电站2×900MW压水堆机组投入商业运行。
2000年，以秦山一期电站为基础，经过改进优化出口巴基斯坦的300MW机组建成投产，使我国成为世界上少数几个能够出口核电站的国家。
目前包括秦山二期核电厂1号和2号机组、岭澳核电厂2台机组、秦山三期核电厂2台机组也已经相继投入商业运行，尚有江苏田湾核电厂2台机组在建。
已运行核电装机容量到现在为止仅占我国总的电力装机容量2%左右，到2005年11台机组投运后，核电装机容量为870万KW，在电力结构中的比例也仅占2.6%左右；中国核电发展20年来，尽管取得了很大的成绩，但在总体发展规划以及技术路线的确立方面走了一条曲折的道路，以至于在设计自主化和设备制造国产化方面均未取得突破性的进展，这对于拥有较雄厚的核工业、电力工业和制造工业基础，拥有较强的核工程研发力量的中国来说，这种发展现状应该说是不理想的。
核电站压力容器吊装施工方案
核电站压力容器吊装施工方案一、前言核电站作为一种重要的能源供应设施，对于国家能源安全和经济发展具有重要意义。
在核电站建设中，压力容器作为核反应堆中的关键设备，其吊装施工方案的设计与实施至关重要。
本文将就核电站压力容器吊装施工方案进行详细论述，包括施工准备、吊装方案、施工过程控制等内容。
二、施工准备1. 环境准备：核电站压力容器吊装施工需要提前进行环境准备。
首先，要选择合适的吊装平台，确保平台的承重能力和稳定性。
其次，要保持施工现场的干净整洁，确保设备和工人的安全。
2. 人员准备：核电站压力容器吊装施工需要具备专业的工程师和技术人员。
工程师需要拥有相关的设计和施工经验，并了解核电站的特殊要求。
技术人员需要熟悉吊装设备的操作流程，并具备风险识别与应对能力。
三、吊装方案1. 吊装装置选择：核电站压力容器吊装需要选用符合国家标准的吊装装置。
通常情况下，采用起重机械进行吊装操作，其中包括塔吊、桥式起重机等。
要根据具体情况选择合适的吊装装置。
2. 吊装路径规划：核电站压力容器吊装过程中，需要合理规划吊装路径，确保安全和效率。
吊装路径规划需要考虑到施工现场的地形条件、操作空间的狭窄程度以及设备和人员的安全。
3. 吊装方式选择：根据核电站压力容器的具体特点，选择合适的吊装方式。
常见的吊装方式包括直立式吊装、水平式吊装和倾斜式吊装。
吊装方式的选择应根据吊装的安全性和操作的便捷性进行综合考虑。
四、施工过程控制1. 预先演练：核电站压力容器吊装施工前，必须进行预先演练。
通过预演，可以发现潜在的问题，并制定相应的应对措施。
预先演练还可以帮助工人熟悉吊装流程，提高施工效率。
2. 吊装过程控制：核电站压力容器吊装过程中，需要严格控制施工过程。
首先，要确保吊装设备的工作状态正常，严禁超负荷操作。
其次，要加强与吊装机械操作人员的沟通，确保启动、运行和停止过程的协调一致。
3. 安全措施：核电站压力容器吊装过程中，安全是至关重要的。
核电站压力容器安装施工工艺施工工艺
核电站压力容器安装施工工艺施工工艺核电站压力容器安装施工工艺核电站是利用核能进行发电的重要设施，而核电站中的压力容器在核反应过程中扮演着重要的角色。
核电站压力容器的安装施工工艺至关重要，它涉及到核电站运行的安全性、可靠性以及工程建设的顺利进行。
本文将就核电站压力容器安装施工工艺进行详细论述，旨在为相关工程人员提供参考指导。
一、前期准备工作核电站压力容器安装施工工艺的前期准备工作十分重要，它包括材料采购、施工人员培训、工程设备准备等。
首先，需要根据设计要求采购符合要求的材料，确保其质量满足相关标准。
其次，施工人员需要接受相应的培训，熟悉安装施工工艺流程，并了解相关的安全操作规范。
同时，工程设备也需要提前准备，确保施工过程中所需的设备能够及时支持。
二、安装位置选择核电站压力容器的安装位置选择需要考虑到多个因素，包括容器与其他设备的配合程度、容器的运行维护方便程度、安全防护等。
在选择安装位置时，需要充分考虑到压力容器在运行过程中可能产生的振动、热膨胀等因素，确保容器能够在安装位置上稳定运行，并方便维修与检修。
三、安装基础施工核电站压力容器的安装基础施工是安装施工工艺的关键环节。
在进行安装基础施工时，需要严格按照工艺要求进行，确保基础的稳定性和承重能力。
首先，需要进行地基处理，包括扫除地面杂物、均匀压实地基等。
然后，根据设计要求进行基础的浇筑施工，包括混凝土浇筑、钢筋布置等。
在整个基础施工过程中，需要注意工作人员的安全防护，确保施工质量和施工安全。
四、安装调试核电站压力容器安装后需要进行安装调试，以确认其性能和功能是否符合设计要求。
安装调试包括容器的连接、密封、管道的连接等，这些都需要按照施工图纸和安装工艺要求进行。
在安装调试过程中，需要注意设备操作的准确性和安全性，确保调试工作的顺利进行。
五、试运行与验收核电站压力容器安装完成后需要进行试运行与验收工作。
试运行主要是为了验证容器的运行状态和性能是否正常，以及各项参数是否符合设计要求。
压水堆核电站压力容器密封环原理及监测
压水堆核电站压力容器密封环原理及监测摘要：在压水堆核电站中，反应堆压力容器作为核电站三道屏障之一，无论是从屏蔽放射性，还是从包容堆内燃料来说，压力容器都是核电站至关重要的设备。
本文介绍了AP1000设计特点，阐述了其结构参数，并探讨了反应堆压力容器的安装。
关键词：核电站；压力容器；安装AP1000堆型压水堆是电功率为100万千瓦级的先进压水堆（Advanced Passive Light Water Reac-tor），其运用了大量的非能动安全系统设计概念，充分利用了自然循环的原理，是我国从美国西屋公司引进、消化吸收、创新的第三代核电技术。
另外，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。
一、AP1000设计特点AP1000是Advanced Passive PWR的简称，1000为其功率水平（百万千瓦级），该堆型为西屋公司设计的3代核电堆型。
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主要设计特点包括：1、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Doel 4号机组、Tihange 3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（D125型），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，可进行在线测量。
2、简化的非能动设计提高安全性和经济性。
AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显著提高安全壳的可靠性，安全裕度大。
核电站核岛压力容器焊接工艺：反应堆压力容器的焊接
核电站核岛压力容器焊接工艺：反应堆压力容器的焊接1 反应堆压力容器焊接基本要求1.1 核容器的焊接必须遵循国际通用的规范和标准，如美国ASME规范第三卷核动力装置与设备、第五卷无损检验、第九卷焊接评定以及法国有关压水堆核电站设备设计与建造规范, 即RCCM-M等标准。
1.2核容器的焊接必须按照核安全法规的要求，建立设备制造质量保证体系,实施严格的质量管理和控制。
如HAF601民用核承压设备安全监督管理规定；HAF602民用核承压设备无损检验人员培训、考核和取证管理办法；以及HAF603民用核承压设备焊工及焊接操作工培训、考核和取证管理办法。
1.3每一项焊接新技术的应用必须通过有关部门组织的技术鉴定，并在取得较成熟的经验后才能投入生产使用。
此外,对于关键的焊接工艺，生产前必须进行焊接工艺评定，只有在完全达到设计技术指标要求后，才能正式投入生产制造。
同时对焊工或焊接操作工的技能也必须进行考核，未经资质评定合格的焊工不得参与焊接操作。
1.4重要部件的焊接必须设置焊接见证件。
见证件分为产品见证件和在役监督试件。
产品见证件必须具有所代表产品相应的化学成分范围、相类似的锻造比、相同的热处理制度，并且与产品一样经受制造和焊接中的各种热循环，然后按产品的技术要求进行考核。
在役监督试件取自产品见证件，在反应堆内经受与产品同样的辐照检验，作为考核反应堆压力容器继续运行的质量保证依据。
2 反应堆压力容器的焊接2.1 概述a）核反应堆压力容器由两部分组成：顶盖组合件由上封头和顶盖法兰焊接而成；筒件组合件则由下封头、过渡段、堆芯筒身、接管段筒体、容器法兰和进出水接管焊接而成。
b）反应堆压力容器内表面均堆焊超低碳不锈钢。
上封头装有驱动管座。
驱动管座开孔周围局部堆焊镍基合金。
在接管段筒体的开孔部位焊接进出水接管,接管端部则与不锈钢安全段连接。
在下封头内壁径向支承块焊接区域和中子通量孔周围局部堆焊镍基合金，随后焊接径向支承块和中间通量管座。
压力容器水压试验控制
压力容器水压试验控制压力容器作为核电设备生产制造过程中最关键的装置之一，可以通过水压试验的方式评估其密封性，焊接接缝的可靠性，以及整个容器的结构强度是否符合设计要求。
文章分析了核电站压力容器在水压试验中的控制要点，并就水压试验中的应变测试问题进行探讨，望能够在后续实践中引起工作人员的关注与重视。
标签：压力容器；水压试验；控制核电站压力容器需要长期工作于高温、高压、以及高辐射环境下，具有厚壁、高压的特点。
核电站压力容器主要由容器密封环、过渡段、下封斗、堆芯段筒体、顶盖组件、以及接管段筒体这几个部分构成。
堆芯部件需要由核电站压力容器提供支撑作用力，处于一回路压力边界，在安全等级、抗震等级、质量等级、以及设计等级方面均需要遵循I级标准。
因此，如何保障压力容器的稳定、可靠运行，对于整个核电站的安全生产而言是非常重要的。
水压试验能够准确评估所制造核电站设备的密封性，焊接接缝的可靠性，以及整个容器的结构强度是否符合设计要求。
文章即就此类压力容器在水压试验中的控制要点进行分析探讨。
1 水压试验控制要点1.1 清洁控制在核电站压力容器进行水压试验前，需要安排专人遵循程序文件要求，对压力容器内部、外部表面清洁度进行检查，确保在进行水压试验的过程当中，表面不残留油漆、划线、或液体渗透痕迹，对标记胶带以及油脂痕迹进行清除。
1.2 水质控制结合国际标准《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》来看，在核电站压力容器进行水压试验时，对相关指标的要求非常严格，因此也对试验中的用水水质提出了较高要求。
在《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》当中已经明确规定了水压试验用水应当符合B级水要求（即：电导率=20.0us/cm；氯含量=0.15*10-6；氟含量=0.15*10-6；酸碱值=6.0～8.0）。
除对水质有严格要求以外，在水压试验中还需要对用水温度进行整体控制。
本环节中需要遵循的控制要点有以下几个方面：第一，核电站压力容器外壁温度应≥产品部件构成部分最高韧性脆度+30.0℃；第二，外壁温度应≤60.0℃；第三，大螺栓与容器温度差异应≤20.0℃。
核电站320教材 反应堆压力容器
反应堆压力容器反应堆压力容器固定和包容堆芯及堆内构件，使核燃料的裂变反应限制在一个密封的空间内进行。
它和一回路管道共同组成高压冷却剂的压力边界，是防止放射性物质外逸的第二道屏障之一。
2.3.1 结构反应堆压力容器由筒体和顶盖两部分组成，材料采用Mn-Ni-Mo低合金钢，其成份为：C ≤0.25%，Mn—1.5%，Ni—0.4～1.0%，Mo—0.6% 。
容器内壁堆焊一层大于5mm厚度的不锈钢。
1．压力容器筒体筒体由一个带螺栓螺纹孔的法兰、一个焊有6个冷却剂进出口管嘴的环形段、两个环形段、一个过渡段和一个半球形下封头焊接而成，如图2.20所示。
图2.20 反应堆压力容器(1) 筒体法兰在筒体法兰上钻有58个螺孔，用以安装螺栓与顶盖密封。
其中3个螺孔可安装导向杆，以便在吊装顶盖时对中。
在法兰外侧焊有环形密封台肩，它起着支承密封环的作用，防止在装卸核燃料时反应堆水池内的水流进反应堆堆腔。
在法兰内侧有悬挂吊篮的台肩，上面开有4个定位键槽。
(2) 带管嘴的环形段每一条环路的进、出口管嘴相隔50︒夹角，每一对管嘴沿压力容器的周围成120︒对称分布。
在出口管嘴的内侧有一凸环，与吊篮的管嘴相接。
管嘴的外端焊了一段不锈钢安装端，这样采用同种材料允许在现场把一回路管道与压力容器焊接成一体。
在6只管嘴底部均设有支撑座，以便把压力容器放在它的支承结构上。
(3) 环形段在压力容器带管嘴环形段的下面是对应堆芯高度的环形段，它由两段对接焊接的筒体所构成。
在环形段下方内侧焊有4个因科镍导向键槽，它与吊篮导向键相配，用来限制吊篮径向位移。
(4) 过渡段过渡段把半球形的下封头和容器的筒体段焊接起来。
(5) 下封头它是由热轧钢板压成的半球形封头，下封头上焊有50根因科镍套管，堆内中子通量测量导管通过它们进入压力容器。
2．压力容器顶盖它由半球形顶盖和上法兰焊接而成。
(1) 顶盖由钢板热压成半球形，在顶盖上焊有三只吊耳、一根排气管、61个控制棒驱动机构管座、4个热电偶管座和控制棒驱动机构通风罩法兰。
关注国外核电站压力容器用特厚钢板生产技术讲解
关注国外核电站压力容器用特厚钢板生产技术经过数十年的开发和工程实践，利用核能发电现已成为世界上多个国家的主要能源来源。
目前，世界上运行和在建的核电站多是压水堆，其核岛中主要压力容器（包括反应堆压力容器、蒸发器和稳压器）壳体所用材料基本上统一为大厚度的Mn-Mo-Ni系调质钢（如美国ASME规范中的SA533B 1或SA533B 2级钢，法国RCC-M标准中16MND5、18MND5等）。
钢板通常按厚度划分为以下几类：厚度在4mm以下的钢板为薄板，4mm-20mm为中厚板，20mm-60mm为厚板，60mm以上是特厚板。
核岛中的反应堆压力容器、蒸发器和稳压器等所用钢板厚度通常超过60mm，最厚可达到300mm，均属于特厚板。
核岛中属于核一级设备的容器，长期在高温和高压下工作，反应堆压力容器活性区部分还要承受中子辐照，因此对核电站压力容器用特厚钢板提出了与一般用途厚板不同的非常严格的要求，如良好的低温韧性、低的无塑性转变温度、中子辐照脆化小等，要求此类特厚钢板从冶炼、锭（坯）制造到成品都要达到高质量。
随着钢铁工业一系列先进制造技术的开发和成功应用，厚度达300mm的高质量核电用特厚钢板已经被成功地生产出来。
这些先进制造技术涵盖钢水冶炼、锭（坯）制造、轧制、热处理等整个工艺过程。
其中，钢水冶炼、轧制和热处理技术在不同钢铁企业中基本相似，而锭（坯）制造则形成了不同的技术，如模铸锭、电渣重熔锭和锻造坯。
这些锭坯均已用于制造核电用特厚钢板。
1 核电用特厚钢板的生产工艺核电用特厚钢板的生产工艺流程主要包括冶炼、锭（坯）制造、轧制、热处理等工序。
钢水冶炼。
早期生产核电用特厚钢板，主要用电炉冶炼后浇注的钢坯。
电炉比平炉更利于去除铁水中的有害元素，得到更为纯净的钢水。
随着转炉冶炼的使用和技术进步，转炉冶炼也得到了认可。
然而，随着核电站功率的增大，对所用钢板厚度和性能要求不断提高，仅靠电炉或转炉生产钢水已无法满足核电用特厚钢板的要求。
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反 应 堆 冷 却 剂 系 统 图
谢谢
核燃料 的形式 为由铀 混合物 粉末烧 结成的 二氧化 铀陶瓷 芯块。
控制棒
核反应堆的开、停和核功率的调节都由控制棒控制。控制棒内的材料能强 烈吸收中子，可以控制反应堆内链式裂变反应的进行。
控制棒按功能分三种， 功率棒，温度棒，安全 停堆棒
控制棒按组成分两种，黑棒 和灰棒。黑棒具有较强的中 子吸收能力。灰棒主要是不 锈钢，其中子吸收能力较弱
反应堆冷却系统
反应堆冷却剂系统
系统的功能
1.是核电厂正常功率运行将堆内产生的热量载出，并通过蒸汽发 生器传给二回路工质，产生蒸汽，推动汽轮机机组发电。 2.在停堆后的第一阶段。经蒸汽发生器带走堆内的衰变热。 3.系统的压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的一道屏障。 4.反应堆冷却剂作为可溶化学毒物硼的载体，并起慢化剂和反射 层作用。 5.系统的稳压器用来控制一回路的压力，防止堆内发生偏离泡核 沸腾，同时对一回路 系统实行超压保护。
核电一回路 压力容器
燃料棒
铀矿石经过开采、初加工、铀转化，进而 加工成核燃料元件。 压水堆核电站用的是铀-235富集度为3%左 右的核燃料。
以百万千瓦 级压水堆核 电站为例， 通常核反应 堆内有157 个核燃料组 件，每个组 件由17×17 根燃料棒组 成。
3
瓷芯块为直径1厘米，高度1厘米 的圆柱体。几百个芯块叠在一起 装入直径1厘米长度约4米，厚 度为1毫米左右的细长锆合金材料 套管内，因为核裂变反应就像是 在燃烧原子
功率棒是开环控制， 温度棒是闭环控制。 停堆棒主要靠手动和 紧急停堆断路器控制。 控制棒的提插通过两 组销爪和三组电磁线 圈实现。一个夹持线 圈及销爪，一个移动 线圈及销爪，一个提 升线圈。
改变堆内的中子数和中 子密度，就可以改变核 反应的剧烈程度，从而 改变核反应堆的功率。 将控制棒完全插入，控 制棒吸收了大量中子， 堆芯就会由于中子数量 不足而使裂变反应难以 为继，核反应自然就会 减弱或停止运行了。
3：盛装介质为气体、液化气体以及介质最高工作温度高于或 者等于其标准沸点的液体.
核电压力容器其实就是这样滴
把顶盖打开了就是这个样子
可以看出，沸水堆的 紧急停堆棒是在下面， 无法重力下落，据称 现在就是因为紧急停 堆装置震坏了，棒插 不进去，就不可控了。 而现在压力容器可能 已经破裂，安全壳内 充满了放射性蒸汽， 怎么释放压力，冷却 堆心才是重中之重。
安全棒可抑制反 应性的增加，因 为它具有很强的 吸收中子的本领。 平时安全棒被置 于堆芯之外，发 生事故时靠重力 或其他外力，在 0.1～l秒的时间 内自动插入堆芯， 将链式反应熄灭， 以免造成损坏或 危险
压力容器
压力容器是核电站第二道屏障
什么是压力容器？
为了与一般容器(常压容器)相区别，只有同时满足下列三 个条件的容器，才称之为压力容器： 1：工作压力大于或者等于0.1Mpa（不含液体静压力） 2：内直径大于等于0.15m。且容积（V）大于等于0.025立 方米，工作压力与容积的乘积大于或者等于2.5MPa-L