AP1000钢制安全壳气压试验变形测量方法及变形结果分析

核电厂运营前均需要针对安全壳进行一次打压试验,以验证其结构完整性及整体密封性。我国引进的第三代核电技术—AP1000机组采用的是钢制安全壳。这种钢制安全壳在材料和结构方面和国内已有的预应力混凝土安全壳完全不同,因此其变形测量方法也完全不同于混凝土安全壳。AP1000钢制安全壳气压试验要求测量安全壳壳体应变、壳体位移、壳体温度等试验参数。本文详细论述了各类变形参数的测量方法,并对依托项目四台机组的安全壳变形情况进行汇总分析。依托项目四台AP1000机组的试验结果表明,文中论述的测量方法准确有效,测量值与理论计算值吻合较好。每个测点的测量结果与内部压力基本呈线性关系。本文总结了钢制安全壳变形测量的技术要点,同时对安全壳的应变测量结果和位移测量结果做了互相印证,表明安全壳在试验压力下整体处于线弹性变形状态,保持了良好的结构完整性,从而论证了安全壳设计的合理性。论文结合AP1000钢制安全壳气压试验相关方法及数据,讨论了变形测量方法及变形结果分析,为后续AP系列机组的安全壳设计建造与试验积累了宝贵的工程实践经验。

AP1000钢制安全壳压力边界建造要求的系统性分析

对基于ASME锅炉及压力容器规范第Ⅲ卷第1册NE分卷的AP1000钢制安全壳压力边界的建造要求进行了系统性分析。钢制安全壳压力边界功能的实现基于以下过程:安全壳容器及部件的分级和压力边界的设定;对母材、焊材与焊接工艺进行试验;对接头设计与无损检测提出具体要求;以压力试验等对结构完整性和密封性进行验证。

AP1000钢制安全壳结构整体性试验介绍

本文对AP1000钢制安全壳结构完整性试验方法与流程进行介绍,总结了试验的难点与重点,通过对试验数据结果进行分析,说明根据本文中的安全壳结构整体性试验方法能够模拟设计基准事故工况下的安全壳状态,此方法具备分析安全壳在极限状态的强度数据的能力。

AP1000钢制安全壳选材及应用

钢制安全壳作为AP1000与其他三代核电站的重大不同点,是与其非能动冷却设计理念密切相关的。作为非能动冷却系统中的关键物项,钢制安全壳的选材具有严格的要求,通过对比、筛选,调质状态供货的SA-738 Gr.B成为了候选材料。对其力学性能、焊前预热、焊接参数、焊后热处理及无损检测进行了探讨,并对未来应用中应着重解决的问题进行了介绍。

AP1000钢制安全壳拼装焊接变形控制

AP1000钢制安全壳(CV)技术规格书对其半径和直径偏差、焊缝错变量和棱角度变形、筒体垂直度要求较高,但是CV板材厚度大且有曲率,焊缝数量及长度大,容易产生焊接变形。文章主要介绍了通过制定合理的组装和焊接变形控制措施,控制CV组装焊接过程中的焊接变形,以满足设计要求。

中美AP1000钢制安全壳底封头制造与组装工艺对比分析

钢制安全壳是AP1000核电站的特有设备,既是反应堆厂房的内层屏蔽结构,防止放射性物质向外扩散的屏障,也是整个非能动安全壳冷却系统的重要组成部分。封头的制造和组装工艺是钢制安全壳制造和组装的关键工艺。通过对我国和美国AP1000项目钢制安全壳底封头制造安装情况进行对比,从封头结构设计、制造、组装、焊接、运输和吊装等方面分析各自的优缺点,以便为我国后续项目中的钢制安全壳底封头的制造和组装提供经验。

三代核电AP1000钢制安全壳底封头板首批出厂

5月6日晚，由世界上首家AP1000专业化设备制造工厂——山东核电设备制造有限公司负责压制加工和运输的我国三代核电自主化依托项目三门核电站一号机组钢制安全壳（CV）底封头首批两张钢板，经国家核安全局和美国西屋公司严格审核并认可后，自山东省海阳市顺利出厂运往三门核电站工程现场。

AP1000钢制安全壳施工技术优化分析

AP1000核电厂钢制安全壳(CV)施工过程中与核岛土建、安装深度交叉,对安全、质量和进度影响较大。文章通过对AP1000依托化项目钢制安全壳施工实施过程中存在的问题和好的经验进行分析总结,从钢结构的安装优化及吊装安全角度对钢制安全壳简体提出采用"4-2—2—3"的分段形式。同时,对钢制安全壳简体上的人员闸门供货及安装方式、贯穿件、剪力钉、附件板等的安装逻辑和施工时机进行优化分析,旨在对AP1000后续项目提供可参考的建议。

AP1000钢制安全壳封头板加热均匀性控制研究

本文介绍了AP1000钢制安全壳封头板加热均匀性控制难点、控制方法和存在问题，总结了初步经验并提出了温度监测方式优化的建议。

钢制安全壳老化机理分析及AP1000防护措施初探

钢制安全壳在服役过程中无可避免地会发生老化，最为常见的三类老化现象分别为腐蚀、涂层降质和局部泄漏。文章介绍了这些老化现象的产生机理、危害以及相应的防护措施，并对AP1000钢制安全壳的老化管理提出了建议。

AP1000核电站钢制安全壳涂层工艺改进

钢制安全壳是AP1000核电站的第三道安全屏障,也是实现非能动安全功能的换热界面,其表面的涂层是确保实现其功能不可分割的重要组成部分。CV涂层是保障实现产品功能和表面美观的重要途径。介绍了AP1000 CV建造和涂层施工逻辑,从涂层自身特性、建造方式和AP1000整体施工等方面对CV涂层特点进行分析,对改善后续AP1000 CV涂层施工质量和减少返工提出改进措施。

AP1000核电站钢制安全壳无机富锌涂层施工工艺研究

无机富锌涂层具有优良的防腐性能,在现代重防腐工程中被广泛使用。然而其施工条件要求苛刻,施工稳定性差成为影响其应用的重要制约因素。通过对AP1000核电站钢制安全壳无机富锌涂层施工的关键工艺进行研究和优化,保证了无机富锌涂层连续施工工艺的稳定性,并在工程实践中获得了良好的应用。

AP1000核电站钢制安全壳保护性涂层探讨

AP1000钢制安全壳作为非能动安全壳冷却系统(PCS)主要的传热界面,其表面涂层必须满足传热性能的相关要求;同时安全壳内部涂层的失效可能阻塞安全壳地坑再循环滤网,影响非能动堆芯冷却系统(PXS)安全功能的实现,因此安全壳涂层还必须满足干膜密度的相关要求。本文结合AP1000钢制安全壳保护性涂层的设计规范和三门核电钢制安全壳的涂装实践,对AP1000钢制安全壳保护性涂层的性能要求进行了概述。

AP1000核电机组钢制安全壳顶封头吊装技术

通过起重机械选择、吊点确定和吊索具选择、安全距离分析、地基承载力分析、风载荷计算等关键因素的分析,研讨第三代压水堆核电机组钢制安全壳顶封头吊装技术,并分析AP1000钢制安全壳顶封头吊装的安全性、控制要点及吊装的工艺流程。

AP1000核电站钢制安全壳无机富锌涂层直线对接工艺研究

基于无机富锌涂层优良的防腐性能和热传导性能,AP1000核电站钢制安全壳广泛采用了无机富锌涂层进行防护。通过对不同厂商的无机富锌涂层直线对接工艺研究,获得了一整套对接施工工艺,研究了接缝区域的力学性能并对两种涂层的颜色进行了对比分析。在工程实践中实现了同一台安全壳设备采用不同厂商的无机富锌涂层对接施工,降低了工程建设中受单一涂层制约的风险。

AP1000核电钢制安全壳(CV)筒体吊耳载荷试验工装改进技术研究

AP1000钢制安全壳筒体部分由4大筒体模块组成,每个筒体模块由2~3圈筒体板组成,每圈筒体板又均由12块筒体板拼焊而成。4大筒体模块分别在组装场地完成组焊后再进行依次吊装就位,筒体单个模块吊装重量在600吨以上,每个筒体模块吊装前均需要对筒体吊耳进行载荷试验。吊耳载荷试验的进行,需要一套专用工装才能完成试验。本文通过对筒体吊耳载荷试验工装的改进研究,使载荷试验过程得到简化,提高载荷试验效率,从而缩短施工工期。

AP1000核电站钢制安全壳防锈蚀措施浅析

本文对AP1000核电站钢制安全壳寿期中的加工制造、存储、吊装及拼装等施工过程中可能导致锈蚀的原因进行了分析,并针对不同施工过程提出了一定的应对措施,如采用特定的防护材料及适当的防护等,从而达到控制工期及造价的目的。

核电厂钢制安全壳泄漏率测试系统的开发与验证

针对核电厂钢制安全壳泄漏率测试的要求,设计与开发了一套基于LabVIEW软件平台及Compact-RIO嵌入设备的泄漏率测试系统。系统采用了全数字化通讯、RS-485总线技术、采集与分析分离等技术,简化了系统了设计,提高了拓展性及可靠性,并在AP1000钢制安全壳整体泄漏率试验中应用与验证,现场验证表明:系统稳定可靠、计算结果准确可信,可满足钢制安全壳泄漏率测量的要求。系统已在国内AP1000机组役前及在役钢制安全壳整体泄漏率试验中得到了成功应用。

AP1000安全壳整体泄漏率试验探讨

核电机组在投入运行前,需模拟设计基准事故状态来测量和计算安全壳的整体泄漏率,以确保安全壳的密封性符合法规要求。文章在介绍了试验准备、试验方法的基础上,分析了国内首次钢制安全壳整体泄漏率试验的特点,探讨了试验的难点和风险,以期为国内首次试验执行提供参考与指导。

钢制安全壳涂料老化评价及性能分析

钢制安全壳是AP1000和CAP1400核电站的第三道防线,也是核电站的最外层防护,其作用尤为重要。因此安全壳上涂装的涂料,需要有效的提高抗腐蚀性能,延长服役寿命。对于采用非能动安全系统的核电站安全壳,除了要满足核电专用涂料的耐辐照、耐化学腐蚀、耐盐雾等性能要求外,还必须具备满足规定的传热性、附着力和润湿性等要求。本研究采用自然老化的方式研究涂料在自然老化前后的性能变化,自然老化在核电站附近的暴晒场进行,其环境因素与实际环境相同。本文较系统的研究了安全壳涂料经过自然老化后的微观结构、形貌、厚度、结合力、润湿性、热导率和电化学性能。