EPR核电厂设备安全分级审评和评述

介绍了EPR核电厂设备安全分级方法,阐述了台山核电厂审评中的主要观点,对比M310机组,评述了EPR核电厂设备安全分级问题审评工作,对今后EPR机组的安全审评提出了建议。

EPR核电机组蒸发器异种钢焊接工艺研究

EPR机组核电站蒸汽发生器与ARE系统相连的管道接头处焊缝为低合金钢20MnD5与碳钢1.0565之间的异种钢焊接,其中低合金钢20MnD5为RCCM特有材料。通过焊接工艺评定确定氩电联焊的合格焊接工艺,以及产品见证件验证制造工艺的一致性,实现了良好的焊接质量。

EPR核电站波动管安装及焊接

对EPR核电站波动管的安装技术要求、施工逻辑顺序及焊接过程进行了详细分析。分析结果表明:EPR核电站波动管的安装在施工逻辑上安装逻辑顺序单一;焊接采用窄间隙自动焊方法进行焊接,窄间隙坡口设计具有减小焊接残余应力和变形,提高焊接质量,减少焊接材料填充量,降低生产成本的优点;同时采用自动焊技术摆脱了焊工技能水平的影响,提高了波动管现场焊接的质量和生产效率。

EPR核电站主管道自动焊施工技术研究

核电站主管道是连接核岛主设备的大厚壁承压管道,其焊接质量及工期直接影响到整个核电工程质量及进度。三代EPR核电站由于自身设计要求,主管道焊接采用了窄间隙自动焊工艺,因此施工过程中引入了新的施工逻辑和施工工艺。该文结合EPR主管道安装及焊接过程,对EPR核电站主管道自动焊施工技术进行了深入研究。

EPR核电站核岛钢衬里安装及焊接质量控制

通过对EPR核电站核岛安全壳钢衬里的安装技术要求、施工逻辑顺序及使用焊接工艺进行分析,介绍了钢衬里安装的工艺流程、质量控制要点和控制措施;并通过采取合理的装配、焊接方法和工艺,有效地控制了焊接变形,保证了钢衬里安装的质量和总体尺寸;同时总结了核电站钢衬里安装的质量控制要点和焊接变形的控制方法,为钢衬里安装及质量控制提供了参考和借鉴。

EPR核电站核岛电气孔洞防火封堵施工

我国目前在建的台山核电站采用了欧洲压水堆三代核电技术。文章通过EPR核电站核岛电气孔洞防火封堵施工经验,介绍了电气孔洞防火封堵施工方法及注意事项,从工程概况、孔洞功能、材料选型、施工流程及注意事项等方面来讲述EPR核电站核岛电气孔洞防火封堵施工。

穿戴式软质保温在EPR核电机组的研究应用

针对EPR核电机组在运行中出现的因设备本体保温效果不佳引起的厂房温度超温问题,本文提出了一种穿戴式软质保温技术,该技术能够有效地提高设备的保温效果,降低核岛稳压器、蒸发器等房间温度并提升设备的安全性能。本文介绍了EPR核电机组的概况和厂房温度控制的重要性。本文针对传统硬质保温盒保温技术的不足之处,提出了穿戴式软质保温技术的应用。该技术采用了新型的软质保温材料,根据不同设备形状缝制而成,能够有效地提高设备的保温效果。在实验中,我们采用了多组EPR核电机组设备进行了试验对比,结果表明相较于传统的硬质保温盒,穿戴式软质保温材料的贴合度更高、保温效果更好,能够有效降低核岛稳压器、蒸发器等房间的温度。该技术应用能够确保EPR核电机组设备在运行过程中温度的稳定性,从而提高核电站的安全性和可用性。

EPR核电超长件环吊大梁运输方法

文章以采用自行式液压运输车替代以前"拖头+拉杆+液压板"的运输模式,可实现模块化组合,转向灵活,特别是在运输超长件时,可大大降低对运输道路的要求,方便现场施工,避免设备使用传统全挂车运输时需加装特殊的垫高运输支撑底座,降低设备运输时重心对地高度,从而提高运输稳定性,降低运输风险,从而解决了由于设备特点及运输环境限制所造成的不利影响,为大型、整体不易拆卸的超长、超重货物运输提供了良好的解决方案。

EPR核电机组蒸汽发生器运输技术研究

文章以EPR核电机组蒸汽发生器运输为研究对象,运输总重量为645t(包括设备本体、运输支撑储存梁、均载板总重),其运输属于超重件运输。文章针对设备的特点,运输车组受力情况以及装卸车环境进行论证,提出解决方案,最终顺利完成了亚洲EPR核电机组蒸气发生器的运输工作。

EPR核电站钢筋混凝土模块吊装技术研究

文章以EPR核电机组钢筋混凝土模块吊装为研究对象,对吊装技术中的吊装设备选择、吊装过程稳定性控制、防风载侧向摆动、地基沉陷等难点进行分析论证,提出了吊装设备选择、吊装过程稳定性控制、地基处理、风速控制的解决方案。混凝土模块吊装采用技术《普通厂房内吊装大型工件方法及其液压顶升设备》获得国家发明专利(专利号:ZL200910193221.4),经工程应用验证,吊装风险受控,设备安全可靠就位,成本低工期优。

钢丝绳伸缩器在首台EPR核电站MSR壳体吊装中的应用

国内首台EPR1750 MW核电机组台山核电站中,出现了国内首台室内立式布置的大型汽水分离再热器MSR,因其外形尺寸大,质量大,而厂房内空间矮小,汽水分离再热器MSR的吊装方案需要考虑在现场有限空间中实现MSR的空中翻身、竖立、就位。文中通过与使用现场传统起重机械的吊装方案进行对比,突出使用钢丝绳伸缩器的优点,以便为今后同类机组吊装施工提供技术参考和推广。

EPR核电站穹顶EVU管道安装

核电站穹顶安装施工是每个核电站建设过程中必不可少的重要环节。其在空间上是立体分布,且随时间动态发展的多工种、多工序、连续作业的系统工程。以核岛穹顶EVU管道安装工程作为研究对象,描述穹顶EVU管道安装的施工过程,着眼于人、材料、施工方案、工序质量控制,从人员、机械、材料、施工方法、环境等进行施工改进,促进工程质量、进度的双赢,为后续EPR核电站穹顶EVU管道安装工作积累了宝贵的经验。

某EPR核电站安全壳预应力摩擦损失的试验研究

本文以欧洲提出的第三代原子能反应堆(Evolutionary power reactors,简称EPR)核电站安全壳为工程背景,对预应力筋系统中水平预应力筋、竖向预应力筋和穿过穹顶的预应力筋的预应力摩擦损失进行一系列的现场试验研究。研究结果表明,水平预应力筋、竖向预应力筋和穿过穹顶的预应力筋的平均摩擦系数分别为0.1016、0.0614和0.0744,而其设计值分别为0.1000、0.0600和0.0750,其偏差分别为+2%、+2%和-1%。经摩擦系数调整后,预应力筋伸长量偏差均符合要求,为核电站安全壳的结构设计与工程应用提供了理论依据。

EPR与CPR1000核电站波动管焊接差异分析

通过对EPR与CPR1000核电站波动管安装技术要求、施工逻辑顺序及焊接过程的详细对比分析,阐明了两者的异同,为核电站主回路系统波动管的安装提供了重要的参考。

EPR与CPR堆型核电站主管道自动焊工艺差异性分析

压水堆核电站主管道是连接主回路压力容器、蒸汽发生器和主泵的管道,其内部流经高温、高压、高放射性的介质,属于核回路承压边界。在CPR堆型核电站建造上,中广核工程有限公司引进先进焊接设备,通过大量科研试验,完成了CPR堆型主管道自动焊工艺的研发,并在国内在建CPR堆型核电机组工程建设中广泛应用;在EPR堆型核电站建造上,主管道窄间隙自动焊技术应用是一项强制性要求,以保证其60年的设计寿命,并实现EPR建造工期及成本的压缩。在对EPR与CPR堆型核电站主管道自动焊工艺详细对比的基础上,阐明了二者的异同和优劣,为核电站主管道自动焊工艺研究提供了重要的参考。

三代核电站EPR与AP1000主管道安装及焊接差异分析

EPR与AP1000主管道焊接均采用窄间隙自动焊的方法进行焊接,文章对EPR与AP1000核电站主管道安装技术要求、施工逻辑顺序及焊接过程进行了详细的对比分析,阐明了二者的异同,为三代核电站主管道的安装及焊接提供了重要的参考。

EPR1700核电机组接入黑龙江电网适应性分析

在分析黑龙江省电力市场空间和能源资源供应形势的基础上,从电网潮流分布、导线型号选择、稳定校验、经济性分析及系统调峰要求等多方面,分析了EPR1700核电机组接入黑龙江电网的适应性。研究结果表明,随着黑龙江省负荷发展,全省能源供需情况将由现有的基本平衡转入亏缺状态,将核电机组接入黑龙江电网是适宜的,但考虑到黑龙江省自身电源结构及发展,核电厂应积极参与系统调峰。

EPR核电站混凝土通风管道施工技术

本文主要介绍了台山EPR核电站混凝土通风管道的结构形式、难点、制约因素,通过不锈钢衬里及碳钢免拆模板的使用、风道钢筋的二次设计、混凝土施工工艺的确定,制定出一整套施工工艺,保证了施工质量,圆满完成了混凝土通风管道的施工,为后续类似结构提供借鉴。

EPR三代核电厂衬胶管设计浅析

衬胶管因内衬耐磨、防腐以及耐高温的橡胶作为衬里层,降低了管路输送介质对外部结构的作用如冲击力、腐蚀等,广泛应用于酸、碱、盐输送系统。衬胶管应用于台山电厂欧洲压水堆(Europepressure-waterreactor,EPR)三代核电机组3个系统:SEC(重要厂用水系统)、SRU(专设重要冷却水系统-安全壳热导出系统)和TEK(核岛废液监控和排出系统)。本文结合EPR核电站管道设计实践,详细介绍了该型核电机组衬胶管相对于其他工艺系统管道所特有的设计思路和设计要求,针对工程中出现的实际问题提出了设计优化思路及建议。该实践经验可为国内其他类似大型核电厂的衬胶管设计提供借鉴,也可为国内完善相关设计规范提供参考。

复杂非均质场地条件下核电厂HPX泵房的静动力联合分析

EPR核电厂循环水泵房(HPX)给循环冷却水(CRF)系统供水,为抗震Ⅰ类物项,厂址地基中非均质特性的影响尤为重要。以国内某核电厂实际厂址条件为背景,基于ANSYS分析平台建立了泵房-地基三维有限元整体计算模型,细致模拟捕虏体的力学特性和空间分布形态,并提出基于隐式Newmark的静动力时程分析法,对地基竖向变形及承载能力,基础底面接地率、抗滑和抗倾覆稳定性以及泵房主应力分布等进行了综合评价。计算结果表明,在该厂址实际的分布状态情况下,捕虏体的存在对泵房地基的安全性影响较小,局部压应力超标不影响整体稳定性,所评价指标均能满足规范要求,不需要进行地基处理措施,也验证了所建立静动力联合分析模型的可靠性及良好的工程适用性,结合ANSYS软件丰富的单元模型及非线性分析能力,该模型具有解决复杂核电结构非线性动力问题的潜力。