AP1000设备闸门监造过程中关键工序的质量控制

设备闸门是AP1000核岛安全壳系统中核安全相关的设备,本文通过简述设备闸门制造过程中的关键工序,结合了监造过程中的一些质量控制的实例,指出监造过程中需要控制的重点,为保证设备闸门的质量提供指导。

AP1000依托项目人员闸门设备监造

人员闸门作为安全壳压力边界的组成部分,在反应堆正常运行、异常运行和事故工况期间,应能确保其完整性和密封性。AP1000依托项目(三门一期和海阳一期)人员闸门按照ASMEⅢ、ASMEⅨ标准设计、制造、检验、测试,在国产化的过程存在一定的难度,从开工前的技术准备到制造过程中关键工序的控制,阐述了如何有效保证人员闸门质量。

AP1000设备鉴定要求及国内现有试验能力

介绍了美国先进非能动压水堆(AP1000)设备鉴定(EQ)的要求,重点对抗震和冷却剂丧失事故(LOCA)鉴定要求作了描述。将AP1000设备鉴定要求与国内从事设备鉴定的主要实验室的能力进行了比较,就目前国内现有试验能力与AP1000设备鉴定要求之间存在的差距进行了分析。

AP1000主控室设备抗震鉴定试验研究

AP1000是西屋公司开发的先进非能动压水堆。本文描述了AP1000主控室设备(PDSP和SDSP机柜)抗震鉴定试验的试验目的、试验装置、试验方法、试验内容和试验结果。试验目的在于考核设备的刚度、强度以及其在地震载荷作用时和作用后的性能指标。试验在中国核动力研究设计院核级设备鉴定中心进行。试验中通过正弦扫描和白噪声探查了样机三个轴向的固有频率及阻尼比,并采用多频波法在样机的三个轴向同时输入模拟加速度时程激振,利用地震台台面加速度作为控制信号完成抗震鉴定试验。试验结果表明,样机在试验中及试验后结构完整,功能完好,满足规范要求。

AP1000核电设备鉴定试验探讨

介绍了AP1000核电厂安全级设备鉴定的基本过程和鉴定试验序列,对热老化、辐照、抗震、设计基准事故模拟等关键鉴定试验的要求和有关的技术问题进行了讨论,指出了AP1000核电设备鉴定对试验设施条件、试验方法标准、实践经验等方面的新要求和新挑战。

AP1000核电厂1E级仪表的设备鉴定

针对AP1000核电厂1E级仪表的设备鉴定进行了总体研究.首先分析了AP1000核电厂设备鉴定的环境条件、鉴定合格期限、事故后可运行时间等基本要素,随后在环境鉴定、抗震鉴定和电磁兼容性鉴定三个方面分析了AP1000核电厂1E级仪表的设备鉴定.环境鉴定方面主要分析了所参考的标准、鉴定要求和所采取的试验项目.抗震鉴定方面分析了所参考的标准,不同设备、不同标高需满足的抗震响应谱要求.电磁兼容性鉴定方面分析了所参考的标准、发射试验和抗扰度试验的具体要求.研究表明,AP1000核电厂的1E级仪表鉴定对试验要求、试验方法等都提出了更高的要求.

AP1000核电厂设备鉴定概述

设备鉴定是验证和确认安全级设备满足或超过其技术规格书要求的重要手段之一。随着国内AP1000核电技术的消化吸收以及后续核电项目的建设,大批安全级设备需要实现国产化。本文简要介绍了AP1000设备鉴定的标准体系,鉴定方法及鉴定要求,并基于AP1000设备鉴定的经验,对后续核电国产化设备鉴定提出了建议。

AP1000核电厂设备可靠性分级方法的特点与应用研究

非能动百万千瓦级先进压水堆(AP1000)核电厂采用一种集成的方法建立设备的可靠性分级,包括概率风险分析技术(PRA)的应用,维修规则(MR)管理,生产发电设备可靠性分级,设备功能组(FEG)的划分等,最终将设备可靠性分为4个级别,在分级流程和结论上与传统以可靠性为中心的维修技术(RCM)和流程化的RCM(SRCM)有较大区别。本文分析AP1000核电厂设备可靠性分级的特点,提出将RCM与该分级方法相结合开展设备可靠性管理工作的思路。

AP1000核电机组设备现状及国产化分析

AP1000机组作为三代核电机组,于2006年引入中国,经历了10年的努力,2016年,以首台机组完成热试为标志,基本实现从设计到工程的应用。基于"十三五"发展清洁能源与制造业的国家策略,系统性的论述了AP1000机组的关键设备国产化情况,分析了各类设备国产化过程中遇到的问题和后续需要继续攻关的方向,为后续AP1000机组及其升级后的系列机组设备国产化产业链的完善提供支持。

AP1000主设备大型锻件不符合项分析与预防

AP1000主设备锻件是反应堆压力容器、蒸汽发生器等主设备制造过程中难度最大的部分,其对设备的质量和进度影响重大,并且在制造过程中极易产生不符合项。通过对主设备锻件制造过程中常见的不符合项进行分析,得出产生不符合项的主要原因,提出了大锻件常见不符合项的处理措施及预防方案。为有效避免和减少主设备锻件制造过程中的不符合项,提高锻件质量,保证锻件制造进度提供了参考,也为主设备采购方在设备监造工作中控制锻件不符合项提供了指导。

浅述AP1000核电厂设备冷却水系统

本文介绍了AP1000核电厂设备冷却水系统的主要系统流程和系统功能,简述了系统的主要布置要求,梳理了这个系统的布置难点,并提供了一定的解决办法,可为设计人员熟悉这个系统和进行布置设计提供一定的参考。

AP1000核岛主设备不锈钢堆焊层首层铁素体含量研究

AP1000核岛主设备中堆芯补水箱内表面均需堆焊不锈钢材料,堆焊层结构为EQ309L(首层)+EQ308L(耐蚀层)。按照设计要求,首层EQ309L熔敷金属需满足铁素体含量为3~20 FN,但在实际制造中发现无法满足该要求。通过研究不同施焊参数下的铁素体含量,发现常用埋弧焊参数无法满足铁素体要求。结合制造过程分析,制定了相应的处理措施,并结合工程实际对后续设计优化提出建议。

AP1000核电站起重设备及其分级

详细介绍了AP1000核电站的各种起重设备的性能参数、使用功能等内容,对起重设备的设备分级、安全等级和抗震等级和分级特点进行了详细叙述,列举了国外先进技术的分级及标准规范情况,对我国此类设备的选定及使用具有一定的指导意义。

AP1000核电厂设备可靠性管理体系研究与借鉴

通过调研国内AP1000核电厂设备管理体系的建立情况,了解AP1000设备管理体系建立的本土化过程,并与现行主流设备管理体系进行对比,指导后续相关工作的开展。重点描述AP1000设备可靠性分级、预防性维修大纲的建立和维修规则应用等几个与传统设备可靠性管理体系不同之处,阐述这些差异的优缺点,以得到借鉴意义。

AP1000核电厂设备可靠性分级研究与探讨

结合核电厂现有核安全、电力生产、风险等已有设备等级,以及考虑工业安全、环境安全、核与辐射安全、法律法规要求、维修经济性等多种因素,针对AP1000机组设计特点,提出以提高设备可靠性为目标的设备可靠性分级原则,并介绍了AP1000核电厂的设备可靠性等级以及设备可靠性分级的分析过程,增加了设备工作频度、工作环境和功能设备组的判定。最后结合实际工程,总结了几个需要注意的问题和具体的应用经验。

AP1000核电站主设备支撑焊接施工质量控制

AP1000核电站是先进的三代核电,主设备核一级支撑运行环境辐射性强,动载荷和冲击载荷频繁,工况恶劣,支撑安装焊接质量要求很高。焊接质量控制特点是:技术准备的前瞻性和严格执行工艺规程参数和工艺试验模拟验证的技术工艺措施。必须采取一定的工艺措施,通过模拟试验验证有效后,再用于实际产品的安装焊接。结合现场实际施工情况,对AP1000主设备支撑安装焊接过程质量控制进行阐述,有助于后续项目的焊接施工质量控制。

AP1000核岛主设备用的焊接材料和焊接工艺

根据AP1000蒸汽发生器、反应堆压力容器、稳压器的结构特点,确定了焊接材料采购要求和焊接工艺,并在设备制造过程中采用了多项新型焊接工艺技术。结果表明:采购的焊接材料和新型焊接工艺的应用不但提高了焊接质量和生产效率,还降低了生产成本。

AP1000设备国产化进程

我国核电发展提速 目前，我国已建成核电装机容量900万千瓦，而新开工和已核准的核电规模已达2290万千瓦。

AP1000核电厂设备监造分级分析

分析了影响核电厂设备监造分级应用的主要因素,总结了核电厂设备监造分级的基本方法,根据AP1000核电厂安全系统、设备分级体系的特点,对AP1000核电厂设备监造活动分级进行了深入的研究,提出了我国AP1000核电厂设备监造分级的有效方法,并应用于国内某一AP1000核电项目上。

AP1000核电机组增加换料水池水闸门必要性分析

AP1000核电机组在大修期间进行低水位工况检修工作时,放置于上部堆内构件存放架上的上部堆内构件和堆内核测仪表活化段只有部分能被水淹没,其余部分暴露在水面之上,这将对大修期间部分工作产生不可接受的人员辐照剂量,针对此情况,有必要分析论证采取合适的屏蔽方案解决此问题,使人员辐照剂量满足相关标准要求。本文从低水位工况工作的必要性、低水位工况期间辐照剂量计算、屏蔽方案技术分析等方面论证了AP1000机组采用增加换料水池水闸门屏蔽方案的必要性和可行性。