核电主管道范文（精选8篇）
核电主管道 第1篇
三门核电站采用AP1000技术, 其主管道为核一级设备, 结构上包括两个环路 (指一个堆) , 每个环路包括1个热段管段和2个冷段管段 (无过渡段) , 每个管段包括2道焊口, 其中一道焊口连接反应堆压力容器, 另一道焊口连接蒸汽发生器 (对热段) 或主泵 (对冷段) ;整个主冷却剂管道总共12道焊口。
2 三门核电站主管道安装和焊接顺序
参照AP1000主管道建议安装指南, 确定三门核电站主管道安装主要工作先后顺序如下:压力容器安装-激光测量及3D建模-压力容器端主管道坡口加工-主管道吊入-主管道与压力容器组对-压力容器端主管道焊接至50%以上-蒸汽发生器端主管道复测及建模-蒸汽发生器端主管道切割及加工-蒸汽发生器吊装就位与组对-蒸汽发生器端主管道焊接。
由此可见, 蒸汽发生器就位前先将主管道与压力容器相连的三道焊口焊接至50%以上, 后续再进行主管道冷、热段蒸汽发生器端坡口加工、组对和焊接工作。
此种主管道的安装、焊接顺序在美国应用的比较广泛, 美国PCI公司充分利用高端的测量技术及放样技术以确定焊接位置, 已经有了许多成功的案例, 但是在国内却应用较少, 存在着一定的施工难度。
3 三门核电站主管道安装、焊接特点和难点
结合上述安装顺序和实践经验, 分析三门核电站主管道安装关键技术, 主要包括激光跟踪测量及3D建模拟合技术、现场数控坡口精确加工技术、远程控制窄间隙焊接技术和冷热段同时组对技术。根据上述关键技术, 分析得出三门核电站主管道安装和焊接的特点及难点如下:
3.1 对焊缝质量要求高
三门核电站AP1000机组的堆芯输出功率为3400兆瓦, 接近常规核电机组的2倍, 但主管道内径却与常规核电相近, 因此三门核电站AP1000机组主管道运行的工作条件要苛刻, 对焊缝质量的要求也更高。
3.2 焊接变形控制难度大
主冷却剂管道是核反应堆的核心部件, 大厚壁不锈钢管道的焊接收缩量非常大, 容易在焊缝区存留较大的焊接残余应力, 从而影响主管道的使用寿命, 给核电站造成安全隐患。尤其AP1000核电站主冷却剂管道的结构比较新型, 没有过渡段调整焊接变形, 对焊接变形的控制要求更加严格。
3.3 压力容器侧焊口的安装焊接精度较难保证
由于在安装主管道与压力容器侧焊口时蒸汽发生器未就位, 因此热段和冷段管嘴的位置虽已经测量并建模, 但是实际蒸汽发生器安装后还会产生安装偏差;而压力容器侧主管道焊接时, 仅是通过高端的测量手段模拟出蒸汽发生器管嘴的位置, 涉及的环节比较多, 如果任意一个环节出现偏差将导致较大的累积误差, 给蒸汽发生器侧焊口的组对造成很大的困难。
3.4 蒸汽发生器与主管道组对困难
用几百吨的蒸汽发生器与同样是几百吨的压力容器进行组对, 其难度太大。窄间隙自动焊要求焊缝的组对质量相当高, 间隙和错边量都不能太大, 所以要求三段主管道在水平位置、竖直标高以及方位角度等各个方向必须保证相当的精度, 才能保证将三道焊口组对成功, 这大大的增加了组对难度。
3.5 焊接顺序决定焊接应力不易克服
大厚壁不锈钢焊缝在焊接过程中收缩非常明显, 在蒸汽发生器就位、焊接之前, 压力容器侧三道焊缝已经焊接完成, 因此焊接蒸汽发生器侧焊口时, 三段主管道没有产生角变形的余地;并由于三段主管道管段并不是相互平行的, 焊接过程中2个冷段焊缝在垂直于热段方向的焊缝收缩变形较难实现, 这样较易产生焊缝残余应力。
3.6 测量操作困难, 精度要求高
由于该方案要多次采用测量手段, 包括确定蒸汽发生器管嘴的实际方位、主管道与压力容器的组对、主管道与蒸汽发生器的组对等过程, 任何一个环节的精度偏差都会影响最终的安装质量, 因此对测量精度的要求非常高。
4 三门核电站主管道安装和焊接采取的措施
基于上述三门核电站AP1000机组主管道安装和焊接的特点、难点和特殊性, 下面以减小焊接残余应力及降低组对难度等安装和焊接难点为目的, 分别从技术准备、设备准备和人员准备等多个角度阐述采取的一些措施。
4.1 技术准备
三门核电站主管道的焊接采用窄间隙钨极氩弧自动焊工艺。
窄间隙钨极氩弧自动焊不仅可以大幅度减少坡口横截面积、大大减少焊接金属的填充量, 而且在不太大的焊接热输入下, 可以实现高效焊接, 有效的减少主管道焊接过程中产生的焊接残余应力及焊接收缩变形。
4.2 设备准备
大厚壁不锈钢主管道焊缝在焊接过程中收缩非常明显, 鉴于克服焊接残余应力及降低组对难度的要求, 有时需要几道焊口同时进行焊接, 因此经过初步考量, 配置窄间隙钨极氩弧焊焊机及其配套设备4套, 其中3套同时或非同时投入使用, 1套备用。
4.3 人员准备
依上所述, 为了减少焊缝收缩变形, 可以考虑高峰期3道焊口同时施工;为了满足此需求, 高峰期每个工作班组需要配备3个焊接作业小组, 每个焊接作业小组配置2名焊工 (1名主操、1名辅操) 。
5 结论
1) 由于AP1000机组主管道结构本身的特点, 使得三门核电站主管道的安装及焊接存在着一定的特点及难点, 必须做好充分的准备工作, 合理地安排施工工序, 优化安装、焊接方案, 采用先进焊接方法, 提供合理资源。
2) 作为一处新的领域, 三门核电站主管道的安装及焊接存在着一定的特点及难点, 参与及实施者严格控制各个关键步骤, 密切跟踪和控制焊接收缩变形, 最终确保三门核电站AP1000主管道安装工作顺利实施。
摘要：三门核电站采用全球先进的AP1000技术, 其主管道的安装及焊接施工存在着许多的特点及难点。本文在介绍AP1000主管道结构的基础上, 总结了三门核电站主管道安装及焊接方案和顺序, 并分析了主管道安装和焊接的特点和难点;同时, 从减小焊接残余应力及收缩变形、确保焊接质量等角度阐述了采取的一些措施。
关键词：三门核电站,, AP1000, 主管道,, 安装及焊接,, 特点和难点
参考文献
核电主管道 第2篇
【关键词】质量计划；过程控制；实施
从能源探索创新发展以来，核电以其成本低、效率高、清洁无污染等优点被越来越多的国家和地区所接受和广泛采用。我国现阶段正处于核电建设的高速发展时期，核电厂的建设正如火如荼地进行。在核电厂的建设中，为了使施工质量控制在过程中得到有效的实施，核电厂建设较多地采用质量计划，确保核电厂建设过程有效可控并产生符合要求的可追溯性质量控制过程文件。
1、质量计划的定义、使用范围及质量保证等级
质量计划是指，针对特定的产品、项目或合同规定专门的质量措施、资源和活动顺序的文件。
在核电厂建设中，质量计划被广泛地运用到核岛、常规岛、配套设施等所有施工质量控制工作中，旨在确保施工过程中质量符合设计和规范要求。质量计划根据质量保证等级的不同可以划分为质保一级(QA1级)、质保二级(QA2级)、质保三级(QA3级)和无质保等级(QANC级)四个等级。
2、给水管道施工质量计划的编制、审批、选点
2.1 给水管道施工质量计划的编制
单位工程的质量计划原则上以其分部工程、子分部工程为单位划分成几个质量计划，必要时也可按分项工程来划分。质量计划所包含的范围应适当，当分部（子分部）工程体量较大时，应按照其特征将其划分成几个区域分别开启质量计划。按照相关程序要求，核电厂厂区给水管道施工属于QANC级，质量计划需参照执行。
施工承包商根据质量保证体系、质量保证大纲和相应的程序要求，应按时编制给水管道施工质量计划，该质量计划的需按照相关程序要求进行编码。质量计划的编制，要明确工程的详细情况，主要内容可分为以下几部分：
2.1.1 先决条件。先决条件主要包括符合资质要求的人员配置、满足现场施工的工器具、验收合格的材料、正式发布的施工图纸、实用的规范、施工图集及相关文件、现场已具备施工条件等方面。
2.1.2 给水管道施工工序、检查项目设置。施工工序、检查项目设置应与分项活动的质保等级要求相一致。在给水管道施工质量计划里主要包括测量放线、管沟开挖、沟槽验收、井位复测、管道基础验收、管道支墩制作、清洁度检查、管道组对、管道连接、套管防腐、冲洗试压、管道试压、管道冲洗、隐蔽验收、沟槽回填、资料审查等项目。
2.1.3质量计划关闭。质量计划关闭，是在完成给水管道施工质量计划完成后，各单位签字认可的最后一个工序，标志着质量计划所对应的工作全部完成。
2.2 给水管道施工质量计划的审批、修改和升版。施工承包商在给水管道施工质量计划编制完成后，应该按照施工承包商管理程序要求进行内部审核、批准，并履行相关手续成为PRE状态的质量计划。施工承包商将PRE状态的给水管道施工质量计划报送监理进行审查，监理提出审查意见，并批复施工承包商，抄送业主单位。施工承包商根据监理的审查意见进行完善，将给水管道施工质量计划从PRE升为CFC状态。
在给水管道施工质量计划的实施过程中，由于程序、设计、工艺、依据文件等发生变化，施工承包商应根据实际情况予以修改和升版给水管道施工质量计划，修改和升版的质量计划必须重新经监理审批后才能执行。
3、给水管道施工质量计划的实施
核电厂厂区给水管道施工是按照系统进行划分实施的。经监理审批升为CFC状态的给水管道施工质量计划，作为通用质量计划，进行备案。根据现场实际情况可以按照区域（或井段）等划分为若干个质量计划作为现场施工使用，作为专用质量计划。现场实施的质量计划均为专用质量计划。
施工承包商应在给水管道施工质量计划相应的施工活动开始前，书面通知监理、业主、设计等单位，在经批准的最新版次的给水管道施工质量计划上设点签字。用于设点签字的的给水管道施工质量计划必须都是原件，不得采用复印件。
3.1 控制点分类
给水管道施工质量计划中可分三类：
停工待检点（H点）：指在某特定的活动中或之后指定的停止点，未经指定单位授权质量代表书面批准，超越该点的工作不得進行。
见证点（W点）：指有关的操作必须由指定的授权质量代表见证的控制点，但如果该代表不见证此操作，有关的工作可继续进行。
记录/报告点（R点）：指某特定的活动、操作必须形成记录或报告来证明该项活动、操作满足规定的要求。
3.2 控制点的选点规则。施工承包商应对给水管道施工质量计划中所列的全部工序设置控制点，并进行检查验证。监理、业主、设计等单位应根据所对应的质保等级的分项活动设点进行控制。其中可将先决条件检查、隐蔽工程、关键工序和给水管道施工质量计划关闭等工序设置为H点，各种试验和检验记录（报告）设置为R点，其他工序可适当设置为W点。
3.3 给水管道施工质量计划的开启。当现场具备开工条件时，施工承包商应按照程序要求提前填写《控制点检查验证通知单》,并书面通知给水管道施工质量计划上先决条件设置控制点的其他单位进行先决条件检查，经核查符合要求，各设点单位工程师签字放行，给水管道施工质量计划开启。
3.4 给水管道施工质量计划的检查和消点。在施工过程中，当所选的控制点具备检查和验证条件（施工承包商自检合格）时，施工承包商应按照程序要求填写《控制点检查验证通知单》,并书面通知给水管道施工质量计划上设置控制点的其他单位。设置控制点的单位必须准时到场进行检查和验证。
H点的检查，设置控制点单位的质控人员没有到场的，其他设置控制点单位不得进行检查验证。施工承包商必须另行约定时间重新组织检查和验证，在检查和验证合格签字放行前，施工承包商不得进行下道工序施工作业。W点的检查，设置控制点单位的质控人员没有到场检查和验证的，其他单位可以进行检查和验证，合格后，施工承包商可以进行下道工序施工作业。
3.5 给水管道施工质量计划中的资料。给水管道施工质量计划中涉及的可追溯的文件、记录、报告和资料等应在相应的工序中予以填写文件的名称及编号。
3.6 给水管道施工质量计划的关闭。当给水管道施工质量计划中所列的全部工序已经执行完毕，全部控制点均已由各设置控制点单位的质控人员签字放行；给水管道施工质量计划中可追溯的文件、记录、报告和资料等经审查齐全、完备；给水管道施工质量计划对应的施工活动成果经检查验收满足设计和规范的要求，由施工承包商书面发出《控制点检查验证通知单》书面通知各设置控制点的单位进行检查，合格后签字关闭。
4、结束语
在核电厂施工建设中，质量计划的有效实施，增强了对施工过程中各个工序（特别是关键工序）的严格控制，为施工过程的控制提供了可追溯性文件，提高了核电厂施工建设的质量，为核电站安全营运提供了保障。
参考文献
[1]《质量管理和质量保证的术语》GB/T6583-1994
核电站主管道焊接技术的分类及应用 第3篇
核电站反应堆冷却剂主管道简称核电站主管道, 是核电站核岛部分的关键部件之一, 属于核安全一级、QA1级设备。连接着反应堆压力容器、蒸汽发生器和主泵, 是一回路反应冷却剂系统压力边界的重要组成部分, 运行中长期承受反应堆冷却剂的高温、高压, 其安装焊接质量直接关系到核电站的运行安全。本文将对现在主要的焊接技术做一个整理分析。
1 EPR焊接工艺
EPR核电站主回路系统由对称布置的四环路组成[1], 每个环路包括一台蒸汽发生器、一台主泵以及相连的主管道冷段、热段和过渡段, 每个环路6个现场焊口, 一共24个。
1.1 施工逻辑分析
EPR主管道焊接实施涉及压力容器、蒸汽发生器、主泵以及主管道回路设备, 包含测量计算、坡口加工引入组对和焊接等工作[2], 各项工序具有严格的逻辑关系。EPR主管道由于采用自动焊工艺, 其施工逻辑有了较大的改进。
1.2 施工工艺分析
自动焊工艺组对间隙要求为0-1mm[3], 相比传统手工焊1-4mm更为严格。因此, EPR核电站主管道施工引入了工装, 以实现主管道的精确调整和组对, 因此需要通过对主设备竣工尺寸进行精密测量;另外, 为尽量消除安装公差对主管道组对影响[4], 主管道在组对调整过程中, 需通过紧密测量严格控制设备安装位置, 以满足自动焊组对的要求。
2 CPR1000焊接工艺
CPR1000焊接工艺[5]采用二代加一回路百万千瓦级压水堆核电站技术路线。一回路系统通过主管道将反应堆压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器连接构成3个封闭的环路[6]。
2.1 焊接工艺评定
通过分析产品焊缝的母材材质、规格、坡口形式、焊接位置及焊接方法, 主管道工艺评定母材选用与产品同钢号, 且母材硼含量小于0.0018%, 氮含量小0.08%的不锈钢材料;由于主管道属于大壁厚管道, 采用氩弧自动焊, 坡口形式加工为窄间隙[7]U型。
2.2 现场焊接
CPR1000压水堆核电站每个环路由热段、过渡段和冷段组成, 热段连接压力容器和蒸汽发生器;过渡段连接蒸汽发生器和主泵泵壳;冷段连接主泵泵壳和压力容器[8]。每个环路现场焊口8道, 3个环路共有24道焊口。3个环路的焊接顺序及焊接施工活动彼此不受影响, 可以同时开展焊接活动。
3 AP1000主管道焊接工艺
3.1 AP1000核电站主回路介绍
AP1000核电站主回路系统分2个环路组成, 包括1条热段和2条冷段, 稳压器通过波动管与1环热段相连, 每个环路有6道主管道焊口, 每台机组共12道焊口[9]。
3.2 AP1000核电站主管道安装施工逻辑
AP1000主管道的安装施工逻辑顺序:1) 压力容器、蒸发器、主泵泵壳、主管道就位;2) 主管道压力容器侧焊口坡口检查, 焊口组对, 内部使用点固块进行固定;3) RV侧焊接至主管道壁厚50%, 并执行相应的过程检查;4) SG侧测量定位, 并进行数据拟合切割, 加工坡口;5) 坡口检查, 焊口组对, 点固焊, 焊接至约50%厚度, 执行过程检查;6) 焊接RV侧焊口50%~100%, 焊接SG侧焊口50%~100%[10]。
3.3 AP1000核电站主管道焊接过程
AP1000核电站主管道冷段每道焊口由三部分组成[11], 热段焊口由四部分组成。其中冷段焊缝组成包括根部焊道、填充层焊道、盖面层焊道, 热段焊缝组成包括根部焊道、内部填充焊道、填充焊道、盖面焊道。焊接组对要求:组对间隙0~2mm, 内错边量0~0.8mm。
4 结语
在焊接顺序上, EPR沿用的是蒸汽发生器引入前, 其他焊口全部焊接完成, 然后引入蒸发器, 最后进行蒸汽发生器出入口焊接;CPR沿用手工焊工艺下主要设备安装逻辑。
核电主管道 第4篇
大型锻件是核电、船舶、石化等国家重型装备的关键基础部件, 技术要求高, 生产周期长, 对相应的工艺设备以及锻造工艺参数要求严格, 其锻造品质直接影响到装备整体运行的可靠性[1]。随着核电能源的普遍利用和发展, 大型锻件具有广阔的应用前景, 同时对其安全可靠性提出了更高的要求[2]。
有限元模拟是锻造工艺研究的重要辅助手段, 能够为制定合理锻造工艺参数提供理论依据, 以指导实际锻造生产。本文研究的核反应堆主管道接管锻件具体尺寸以及试环的截取如图1所示。
主管道接管采用实心钢锭锻造, 主要的锻造变形过程由五个部分组成:1) 热切头尾, 将钢锭倒棱为八方柱体;2) 十字镦拔, 采用大锻造比, 击碎粗大的铸态组织, 消除钢锭内部的铸造缺陷, 获得细小的晶粒组织, 改进锻件毛坯的质量;3) 镦粗冲孔, 采用实心冲头冲孔;4) 芯轴拔长, 为主要的成形工序;5) 立料镦粗, 消除空心锻件的端面不平整。
芯轴拔长作为主要的成形工序, 是为了获得品质均匀、外形尺寸精确的目标锻件。合理的芯轴拔长工艺参数可以提高拔长效率, 减小空心锻件的内孔畸变, 使得锻件组织处于三向压应力的状态, 并获得均匀的应变场。本文利用有限元软件模拟芯轴拔长的过程, 研究不同进给量、压下量对锻件内部应力场、应变场和锻件外形尺寸的影响。
1 芯轴拔长方案与有限元模拟
锻造工艺中的芯轴拔长工序是局部区域承受外部载荷而产生塑性变形, 目标锻件的成形过程是局部变形的累积体现。因此, 局部变形区域中合理的应力场、应变场和塑性变形程度, 是保证目标锻件整体质量的前提。在模拟过程中, 着重分析单个工步的塑性变形状态。
1.1 芯轴拔长方案
芯轴拔长前, 毛坯经镦拔、冲孔以及整形之后的尺寸为d2400×D600×1400mm, 芯轴拔长之后的尺寸为d1720×D600×2780mm, 分两火完成, 每一次的烧损率δ取2.1%。为了提高拔长效率, 避免内孔在拔长过程中产生较大的畸变, 芯轴的直径应尽可能的接近坯料内径的尺寸[3]。选用上平砧下V形砧拔长, V形砧的角度为120°。
为了保证锻件品质的均匀性以及锻件尺寸的精确性, 在拔长过程中要按照一定的次序进行操作。芯轴拔长的操作方法主要有两种:1) 沿轴向依次进给, 轴向拔完一趟之后, 芯轴连同锻件转过一定的角度, 然后再沿轴向拔长;2) 上砧每压下一次, 锻件转动一次, 单个进给量上压下一周, 然后沿轴向进给, 再沿切向旋转锻造。为了防止端面开裂, 选用方法2) , 先拔两端, 再拔中间。
1.2 有限元模型的建立
选用DEFORM-3D有限元分析软件进行数值模拟, 有限元模型如图2所示, 在锻造模拟过程中, 上下砧以及芯轴均看做刚体, 不发生塑性变形, 但与环境以及坯料之间存在热交换。模具选用完整热传导模式[4], 模具需进行网格划分, 其模拟结果的准确性相对简单热传导模式而言精确度比较高。上下砧与坯料之间的摩擦系数为0.7, 热传系数为4N/sec/mm/℃, 坯料与空气的热传系数为0.02 N/sec/mm/℃。
为了研究工艺参数对锻件品质的影响, 进给量分别取300mm、400mm、500mm、600mm、700mm, 压下量分别取10%t、15%t、20%t、25%t、30%t, 其中t是空心锻件的厚度, 为890mm。研究主变形区域的变形规律以及其应力场、应变场。上平砧下V砧拔长时, 变形主要集中于平砧与芯轴之间, 因此主要分析平砧与芯轴间金属的变形[5]。
2 变形区金属流动规律分析
芯轴拔长时的进给量和压下量对金属的塑性流动方向有很大影响。当进给量和压下量较小时, 金属多沿轴向流动, 轴向的变形程度大, 而横向的变形程度小, 有利于拔长。但是总的进给次数会增加, 降低了拔长效率, 特别是当压下量较大时会造成表面折迭和端面内凹等宏观缺陷。当进给量和压下量较大时, 塑性变形区的中心部分处于三向应力状态下, 锻件的内部质量可以得到保证。而进给量和压下量过大时, 变形区会因展宽过多而降低拔长效率, 同时产生横向拉应力而引起开裂[6], 不难看出选择合理的进给量和压下量是非常必要的。
2.1 进给量和压下量对拔长效率的影响
在主变形区域, 锻件变形后的轴向最大长度为Lmax, 其初始长度为L0, 定义拔长率λ= (Lmax-L0) L0。图3为锻件在单个工步下, 拔长率与压下率的关系图, 进给量和压下量的变化对拔长效率有不同幅度的影响。当压下率小于20%时, 拔长率处于一个较低的水平, 主要因为压下越小, 上砧与锻件接触区域的宽度越小, 金属沿轴向流动量小;当压下率大于20%时, 拔长率有上升较为显著。
图4截面为芯轴与上砧之间的空心锻件子午面。从中可以看出, 当进给量小于500mm, 主变形区主要集中在锻件与上砧接触的部分, 而中部以及靠近芯轴的下部变形较小, 造成了端面不平整;当进给量大于等于500mm时, 主变形区域的变形逐渐均匀, 中部和下部的变形量增大, 拔长率提高, 并且降低了端面不平整度。金属在沿轴向方向流动时, 由于是局部变形, 受到两侧未变形端的阻碍作用, 而横向方向未变形部分的体积相对较小, 阻碍作用小。因此, 在压下率较大时, 虽然拔长率也变大, 但是金属由于横向流动而造成的展宽也变得严重, 不利于芯轴拔长的进行。例如, 当压下率为30%, 进给量为500mm时展宽造成的径向尺寸增大量ΔR达47mm, 且随着进给量的增大展宽量增大。
因此, 综合考虑变形区金属的塑性流动情况, 应在获得较大拔长率的前提下, 尽量减少锻件变形的不均匀性, 降低端面不平整, 并抑制金属横向展宽过多。分析可得压下率取20%~25%之间, 进给量取500mm~700mm时, 可以得到较好的变形结果。
2.2 进给量和压下率对内孔畸变的影响
在芯轴拔长过程中, 内孔畸变是锻件品质缺陷的主要表现之一, 如图5所示。为了避免内孔壁附近的金属受到切向拉应力而造成裂纹等缺陷, 应尽量减轻内孔畸变。定义内孔畸变率ω为ω= (dmax-d0) d0, 其中dmax为畸变后内孔径向的最大尺寸, d0为锻件内孔的初始直径。
图6为内孔畸变率与压下率、进给量的关系图, 随着压下率、进给量的增大, 内孔畸变也变得严重。以压下量为20%t为例分析内孔畸变与进给量的关系:如图7所示, 上砧与锻件接触区域的横向宽度一定, 随着进给量的增加, 整个变形区域的轴向长度增加, 塑性变形区金属的流动规律也发生变化, 随着变形区轴向长度的增加, 金属沿横向流动增多, 根据图8所示, 变形区金属A沿横向流动时, 会挤压区域B一道沿横向流动, 造成内孔畸变增加;当压下率较大时, 也使得金属沿横向流动增加。
由以上分析可得, 进给量越小, 压下量越小, 内孔畸变率就越小。
3 变形区应力应变分析
静水应力和等效应变是锻件内部的孔穴等缺陷封闭的决定性因素[7]。静水应力越大, 锻件内部的裂纹等缺陷越容易闭合;等效应变分布越均匀, 锻件内部整体质量就越均匀, 得到的锻造效果越好。
3.1 进给量和压下率对应力分布的影响
图9所示为主变形区域静水应力分布图, 取芯轴与上砧之间的子午面进行分析。由图可见, 随着进给量的增加, 较大静水压应力值 (绝对值) 所占的区域比例不断增大。静水压应力较大时, 能够抑制裂纹的产生, 促进缺陷的闭合, 静水压应力绝对值比较小时, 效果不明显。
a) 当进给量小于400mm时, 大静水应力区域, 即12.5~25MPa所占区域主要集中在锻件与工具接触上下部分, 而塑性变形区域中心部分的静水应力值较小, 从图中可以看出, 在平砧压下区域存在一个静水应力较小的“凹坑”。在这种情况下, 变形区域中心部分的品质难以得到保证, 特别是当存在拉应力的时候, 会产生微裂纹等缺陷。当进给量大于500mm时, 这一缺陷得到了改善, 较大静水应力值区域所占比例提高, 并且随进给量的增大而增大。
b) 从图9中可以看出, 颜色较深的区域的静水应力值最大, 一部分位于上砧的圆角处, 另一部分位于锻件内壁与芯轴接触的区域, 随着进给量的增加, 锻件与芯轴接触的大静水应力值区域所占比例提高, 可以保证空心件的内壁有足够的变形, 以改善这一部分的组织。孔内壁的工作环境比较恶劣, 对内壁力学性能要求比较高, 大静水压力有利于锻件内壁品质的改善。
图10为芯轴拔长变形区域的中心点的静水应力值在不同压下率下的变化情况, 中心点位于子午面变形区域的中心, 如图9 (e) 所示。从图中可以看出, 当进给量小于500mm时, 中心点的静水应力值随压下率的变化幅度较小, 而且静水压力值也较小;当进给量大于500mm时, 静水应力随压下率的变化幅度较大, 两者呈近似的抛物线关系。
综上所述, 当进给量大于500mm时, 压下率大于20%时, 芯轴拔长变形区域大静水应力值分布范围较大, 静水压力值较高, 可以保证变形区内部品质的稳定性, 同时可以改善锻件内空壁品质。
3.2 压下率与进给量对等效应变分布的影响
在锻造过程中, 为了保证锻件品质整体的均匀性, 应首先使每一工步下变形区应变尽量均匀。对于芯轴拔长, 并非是变形越剧烈, 对工件性能改善越好, 在开坯阶段, 锻件以大的变形比进行镦拔, 已经达到了改善锻件品质的目的。因此, 芯轴拔长阶段, 应力求变形的均匀程度。根据衡量变形均匀程度的方法—大区域比例[8], 可以引申得到:对于一个分布不均匀的应变场, 中等变形区域占总变形区域面积的比值为此应变场的均匀变形率。其中, 变形区域临界值由公式:ε=αεmax决定。在一个局部加载的应变场中, 应变最小值为零, 最大值为εmax, ε为临界值系数因子, 定义当0.6<α<0.9时的应变区域为中等变形区域。
图11为进给量300mm时, 不同压下率等效应变分布图, 截面位置距离端面为1/2进给量的长度, 应变值在0.167~0.25范围内的应变区域为中等变形区域。随着压下量的不断增加, 主变形区域的面积不断扩大, 大应变值区域主要分布于上砧与锻件的接触区域附近, 并随着压下率增大逐渐向主变形区心部扩散。
图12为均匀变形率与压下率的关系图。在压下率为25%t时均匀变形率达到最大, 随着压下率的进一步增大, 在主变形区出现了大应变区域, 均匀应变率有所降低。进给量对均匀变形率也具有一定的影响, 主要表现在压下率为25%时, 随着进给量的增加, 均匀变形率降低。因为对于公称压力一定的压力机, 当锻造体积越大时, 锻造效果越不好。
综上所述, 压下率在25%左右时, 可以得到最大的均匀变形率。此时, 主变形区的金属变形最为均匀。在不影响其他锻造效果的前提下, 进给量取较小的值为宜。
4 结论
通过对芯轴拔长数值模拟分析, 可以得出芯轴拔长在不同工艺参数下的变形与应力应变分布的规律。综合考虑进给量和压下量以及错砧角对各种指标的影响, 可以得到以下结论:
1) 压下量在20%~25%t左右是比较合理的, 在这个范围内其变形均匀率达到最大, 同时拔长率以及静水压力也处于较高的水平, 但内孔畸变较高。
2) 当进给量为500~600mm时, 可以得到良好的大静水应力值分布区域, 不会有压应力“凹坑”缺陷的存在, 并且拔长效率处在较高的水平。考虑到对应变均匀程度的影响, 可以适当的降低进给量。
参考文献
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大型核电机组给水管道振动初探 第5篇
国家“积极发展核电”的政策,使核电建设提速。目前,辽宁红沿河核电站、广东阳江核电站、福建宁德核电站等大型核电站已经开始建设。本文以某一已运行核电机组在调试试运期间出现的给水管道振动为例,分析讨论影响给水管道振动的主要因素并提出应对措施,以期能够对后续在建核电项目调试准备提供借鉴。
1 某1000MW核电机组给水管道振动分析
1.1 系统配置
为保证给水系统在各种工况下都能满足蒸汽发生器和汽轮机负荷变化时给水变化的需要,每台汽轮发电机组设置2台汽动泵和1台电动给水泵。为使核电站安全经济运行,提高在双重故障条件下避免反应堆跳堆的防御能力,给水容量配置方式为:2×75%(汽动主给水泵)+1×65%(电动主给水泵)。本文主要探讨电动主给水泵管道振动问题。
电动给水泵主泵和前置泵由SULZER生产,额定工况下其主要参数如下:
除氧器压力:7.504bar;主泵出口止回阀后压力:83.09bar;主泵流量:3258m3/h;主泵转速:5100r/min;给水温度:167.8℃;下降管压降:2.54m;压力级泵出口直径:550mm;给水管路直径:600mm。
前置泵通过单独的下降管从除氧器贮水箱供给给水。下降管上装有电动隔离阀和旁路隔离阀。前置泵通过连接管道将给水输送到压力级水泵的吸入口,该连接管道上装有一只永久性的细目篮式过滤器。在连接管道的高位处装有手动放气阀。
水泵设有小流量系统。该系统为单台泵额定流量的36%,包括两条独立的管线,每根管线上装有控制阀和上下游隔离阀,每一条管线流量为泵流量的18%。引漏管线排回入除氧器(ADG系统)。
1.2 振动处理过程
安装完毕静态试验合格后,首次启动电动给水泵,进行小流量(设计小流量工况:压力泵速度4856r/min,流量1155m3/h)试验,发现联通管振动很大,联通管上的排汽管晃动剧烈,且与联通管连接处下方漏水。电动主给水泵运行12分钟,立即停泵。此时,监测到联通管振动值为20～40mm/s,下降管振动也很大,尤其下降管16m处入口隔离阀振动达到100mm/s,就地流量计显示流量十分不稳定,波动范围达到0～1000m3/h。原因分析及处理过程:
(1)根据反馈,某前期已投运核电机组曾出现因小流量阀设计错误导致小流量很小的问题,决定进行小流量阀开度在100%时的试验。分析试验结果发现:压力泵速度为2000～3400r/min时,流量变化为:980～1640m3/h,说明小流量阀设计没有问题。
(2)试验小流量阀在不同开度(60%、70%、80%、90%、100%)、压力泵在4150r/min下,测量前置泵入口、出口压力,压力泵出口压力,流量,小流量阀下游压力等数据,同时增加测量联通管压力泵入口最高点弹簧支架处管道(此处管道振动目测最大)振动。试验结果表明,小流量阀开度为90%、80%、70%、60%时,流量变化为1492m3/h、1356m3/h、1096m3/h、912m3/h,管道振动为35.2mm/s、33.0mm/s、32.4mm/s、31.5mm/s,通过频谱分析发现,振动主要分量为低频(10Hz、27Hz),初步断定管道振动原因是:联通管道支架结构刚性不足导致管道振动过大。
(3)根据试验结果,对压力泵入口弹簧支架钢结构进行了修改设计,在现场支架钢结构完成后重新进行试验,测量小流量阀分别在60%和100%开度时联通管上的5个弹簧支架(位置分别在:压力泵入口管道最高点1个、前置泵出口管道最高点1个、地沟中水平段3个)处管道的3个方向的振动。该试验再次进行,试验发现联通管振动没有改观,同时发现下降管尤其16m处入口隔离阀振动也十分大。
测量下降管16m处的管道振动和电动隔离阀阀头的振动,测量结果表明,联通管振动在15～30mm/s之间,主要分量为低频,在30Hz以下,弹簧支架锁死对联通管振动影响不明显。下降管振动很大,达到20mm/s,阀头振动更大,达到100mm/s,振动分量主要在35Hz 以下。
对联通管的固有频率进行了测量,结果表明联通管系统固有频率在4.63～12.5Hz之间,弹簧支架的刚结构固有一介频率是19.25Hz和28Hz,进一步说明弹簧支架的刚结构刚性不足,联通管固有频率太低,需增加管道和支架的刚结构刚性。
(4)针对当时的试验结果,在联通管地沟中水平段中间设计增加一个固定支架,在安装该固定支架前后分别进行两次试验,压力泵速度在4150r/min,小流量阀在60%设计开度下。安装该固定支架前试验分别锁住1个、2个和3个全部联通管地沟中水平段弹簧支架时,监测联通管上各弹簧支架处管道的振动。安装该固定支架后再进行试验,测量联通管各弹簧支架处管道的振动。
在安装该固定支架后进行试验,分析试验结果,联通管振动在7～44.5mm/s之间,各点振动主要分量在20Hz以下,说明新加固定支架后,管道振动没有改善,有些点反而增大。现场测量固定支架顶部振动达到20mm/s左右,固定支架根部(用膨胀螺栓固定于沟底混凝土)振动也达到8mm/s左右,说明固定支架本身设计存在缺陷,没有起到固定支架的作用。
(5)重新修改联通管和下降管支架设计,取消上次增加的联通管固定支架,重新设计固定支架,采用更厚的底板(由20mm变为40mm),基座二次浇灌。在下降管16m处增加1个支架,用于固定入口阀阀头。完成上述修改后,进行试验检验改造效果。重新启动电动主给水泵,现场监测水泵入口管道和联通管的振动以及流量变送器的工作情况。分析试验结果,发现给水泵下降管振动没有明显改善,16m处下降管振动达到26～43mm/s,16m处入口电动阀头振动为50～70mm/s,较上次100mm/s略有改善,振动频谱以3.75Hz、8.75Hz的低频分量为主;联通管振动在38～44mm/s之间,短时达到50～55mm/s,振动频谱以2.25Hz、10.5Hz、22.25Hz低频分量为主。就地流量显示为:623～941m3/h,较以前有明显改善。
(6)根据此后的试验结果,设计下降管时应该取消拉杆,同时进一步完善联通管支架的设计,在联通管地沟水平段两端加强弹簧支架的刚性。完成现场施工后重新启动电动主给水泵,压力泵在4150r/min转速下,目测联通管振动有改善,测量联通管道的振动结果显示振动值在31～49mm/s之间,并没有明显改善。这说明联通管的刚性由于支架的改进有明显改善,同时说明引起管道的振动原因非增加管道刚性所能解决。下降管的振动尤其在16m处表现得十分强烈,没有改善。同时测量了压力泵非驱动端轴承的振动,在转速为4856r/min、流量为800～1000m3/h时,振动在4.95～15.6mm/s之间(最大值在垂直方向)。通过频谱分析发现,主要频率为24Hz和66Hz,说明由于泵的特性在小流量时不稳定造成流量波动从而影响到轴承的振动。
运行电动主给水泵,现场发现压力泵在转速为4440r/min、流量为2400m3/h时,流量波动很小,只有1%左右。说明在小流量工况下的确存在不稳定因素,从而造成系统振动。同时下降管在20m处,由于振动大以致将相连的取样管振断,说明下降管的振动还是很大,对此应进一步修改设计。
(7)对下降管的支架进行了修改,重新调整下降管靠近除氧器处限位支架,从28m到升压泵入口增加了6个阻尼器。重新启动电动主给水泵,现场对下降管振动监测发现:在流量在440～750m3/h,压力泵转速在4520～4680r/min之间时,下降管振动在8～29mm/s之间,较改造前有明显改善(改造前为26～43mm/s)。同时现场监测还发现压力泵轴承振动也有改善。下降管支架改造之前:在压力泵流量1359m3/h、压力泵转速为4444r/min时,压力泵轴承振动在5～6mm/s之间。下降管支架改造后,在压力泵流量为1310m3/h、压力泵转速为4407rpm时,压力泵轴承振动在4～5mm/s之间。这说明下降管稳定性的增加改善了泵入口流体的稳定性,从而改善了泵的振动。当流量为2350m3/h时,测量发现联通管振动在4～16mm/s之间,下降管振动在2～17mm/s,较以前有明显好转,水泵流量首次达到设计流量3256m3/h,现场监测压力泵轴承最大振动为2mm/s,进一步说明引起管道振动的主要原因是泵的特性引起。
现场监测流量在3100m3/h(压力泵转速为4540r/min)时,现场显示前置泵入口压力在3.75～5.5bar,说明此时泵入口存在压力波动。这是由于前置泵入口直管段过短,只有1.1m(加上弯头在垂直方向投影),从而造成前置泵入口流体不稳而产生压力波动。在小流量情况下由于入口直管段太短,引起前置泵入口流体不稳,进一步加剧前置泵在小流量下的不稳定。
(8)最后决定将小流量管道加粗,由现在的2×18%改为2×36%,避免泵在小流量下运行,从而避免管道振动。改造后效果良好,达到了预期目标。
1.3 振动原因分析
对于“L”型下降管而言,下降管在16m处的补偿器和前置泵入口的两个补偿器之间的管道只设置了一个弹簧吊架,造成该段管子的稳定性很差,再加上补偿器为波纹管式补偿器,弹性很好,对于扰动十分敏感,极易发生振动,同时易对流过的流体干扰而使流体出现压力脉动,从而引起其它相连的管道和设备振动。同时入口直管短也进一步造成前置泵在小流量下不稳定工作。
对于前置泵和压力泵之间的“Π”型联通管,由于原来设计的5个支架全部为弹簧支架,该段管系刚性明显不足,容易发生振动,且管道设计布局、走向也存在不足之处,该段管道长度约30m,而90°的弯头就有7个,流体通过时,过多强迫流体改变方向,使流体扰动加剧,造成流场不稳定,再加上该段管系的刚性不足,故产生强烈振动。
核岛蒸发器要求给水泵流量调节范围大,且压头变化小,即平坦的流量扬程特性曲线。本工程所采用的给水泵由SULZER设计、制造。前置泵的最佳工作点在流量4800m3/h左右,前置泵运行小流量下偏离最佳工况太多,流量波动更大。压力泵在4856r/min转速下,流量从500～2500m3/h,扬程变化为840～790m水柱,过分平坦的压力流量特性曲线,较小的压力波动引起很大的流量变化,激发泵体和管道的振动。
2 避免管道振动的措施
由以上分析可以看出,避免管道振动的根本在于正确合理的设计。但这也不是说,在调试阶段就无事可做。一般而言,在首次启动前,注重以下几个方面的准备:
(1)在调试准备阶段,认真审查设计图纸和内容。
①防止泵吸入口产生空穴。正确设计液压泵的结构参数和有关管路,特别是进口管应有足够的管径。
②合理设计管路系统。整个管路系统尽可能设计平直,相互配置应合理。尽量避免有狭窄的通道,尽量避免管道的直角连接。
③减小液体流经间隙处的压力降。若间隙前的压力为p1,间隙后的压力为p2,要求间隙前后的压力比为p1/p2<3.5。
④在液压系统的冲击源前,设置安全阀卸荷。安全阀的调定压力值,大于液压系统正常工作的系统最大工作压力值,而小于系统产生液压冲击时的冲击压力值。
⑤限制流速。管道内液体的流动速度过快,管道系统的设计与配置不正确,会产生管道振动。管道内流体的允许流速如表1。
(2)认真检查支吊架、疏水及排空管道等的安装是否正确并符合整体设计要求。曾经出现过给水管道排水与泵机械密封水排水管道接在同一根输水管上,导致压力水通过机械密封排水管返回到轴承回水管道上,造成泵润滑油系统大量带水。
(3)静态试验合格,逻辑符合要求。
(4)泵启动前,管道进行充分的充水排气,防止水锤引起管道振动。
管道振动的原因复杂多变,本文抛砖引玉,以期与国内同行共同探讨和研究。
参考文献
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核电站仪表管道打压试验分析 第6篇
一、技术文件的规定
( 一) 现场会议及设计院发文中对EM9 仪表管压力试验问题所做的解释。
1. 从EM4 管道上取样的仪表管。对于仪表管路中有焊点, 但工作压力为大气压的管线, 可以不进行水压试验, 但需根据RCC - M D 5200 对焊点进行检验。仪表管线中介质为液体做水压试验, 介质为气体做气压试验。根据RCCM C5332、C5342 及D5200, 水压试验的试验压力为管道设计压力的1. 1 倍, 气压试验的试验压力为管道设计压力的1. 25倍, 且气体试验的试验压力最大为12. 5bar, 当气压试验压力大于12. 5bar时再单独澄清。
2. 直接从设备上取样的仪表管。根阀后的仪表管打压试验应单独做, 根阀前这段将和设备一起做。试验方法和试验压力与从管道上取样的仪表管一致, 即按照设备设计压力的1. 1 或1. 25 倍做打压试验。
( 二) 设计院出版的安装文件中关于EM9 仪表管压力试验问题的相关规定。
在下列管道上必须进行水压试验: 有焊接点的管线; 管线的工作压力不同于大气压时。
水压试验: 在所有存在焊接连接的系统的管道上都应做1. 1 倍设计压力的水压试验, 打压时间为10 分钟, 如果是不锈钢管道应使用除盐水, 设计压力在管道清单上给出。
使用压缩空气做耐压试验: 注入1. 25 倍设计压力 ( 最大4bar) 的去油压缩空气进行气体耐压试验。管道设计压力参见管道清单。
( 三) RCC - M D 5200 中的关于打压试验的相关规定。考虑到供货时对管道已做过单独的压力试验和冠以标准部件压力强度的应力分析报告 ( 如三通、弯管、大小头和街头等) , 因此整个回路压力试验的压力应等于系统部件最低设计压力的1. 1 倍。然而, 如果已对零件进行了1. 5 倍最大工作压力的水压试验并且如果已依据D4460 对所有未进行水压试验的焊接部件接行了涉嫌或超声波无损检测, 那么无论这些零件是否已被组装成部件, 都不要求对它们进行压力试验。
二、典型问题分析
( 一) 问题描述。问题一: 当某仪表所对应管道的设计压力为0MPa时, 如何确定试验压力及试验方法。问题二: 安装在某些设备 ( 如压缩机) 本体上的仪表, 如何确定这些仪表的流体类型及试验压力。问题三: 气压试验的计算试验压力大于12. 5BAR时, 如何确定试验压力值, 是否需要进行强度试验。问题四: 浮子、浮球、磁翻板类液位仪表的仪表管 ( EM9) 现场无法单独打压, 可否不进行水压试验, 只用探伤对焊口进行控制。
( 二) 问题分析及解决。
1. 问题一。所谓设计压力为0MPa, 是指相对压力为0MPa, 而并非绝对压力。联系设计人员, 了解仪表的工作压力。若此仪表的工作压力不同于大气压, 根据规定则需要进行压力试验。气压试验压力为设计压力的1. 25 倍这一原则在这里显然不适用, 因此参考此仪表的工作压力等相关资料同时再根据压力试验的原则等, 可以得出试验压力的大致范围。
2. 问题二。需要做水压试验还是气压试验是由仪表管线中介质决定的。安装在压缩机上的仪表, 现场没有相关资料断定这些仪表管线中的介质是什么, 需要联系设计人员, 确定介质类型及试验压力。
3. 问题三。气压试验的计算试验压力大于12. 5BAR时, 应联系设计人员, 根据设计压力等综合考虑并确定试验压力值。
4. 问题四。此类安装图由于仪表管线长度太短, 现场的打压试验设备无法对这么短的仪表管路进行操作, 市面上也没有针对这么短的管路进行压力试验的设备出售; 结合现场实际情况, 可参考不进行水压试验的情况下, 根据RCCM D5200 对焊点进行检验。即在确保仪表管在焊接前已按照相应要求进行过水压试验的前提下, 所涉及仪表的仪表管可不进行水压试验, 应用探伤对焊口进行控制。
三、问题总结及改进
通常情况下, 可以根据技术文件的规定对EM9 仪表管线进行压力试验; 当遇到特殊情况的时候, 如无法确定仪表管线中的介质类型、无法操作的问题、需要澄清的情况以及其他可能出现的问题等, 便需要特殊问题特殊对待。后续可针对EM9 仪表管压力试验原则问题而作出详细规定, 就可以提高工作效率, 避免许多问题的发生。
四、结语
仪表管道打压试验是核电站仪表管道安装中的重要一环, 本文结合某核电站的实际情况, 分析了仪表管道打压试验的原则及出现的问题, 并给出了解决方案, 确保工程施工的顺利进行, 并为后续问题的处理提供参考。
摘要：本文通过工程经验总结了核电站中仪表管道打压试验的一般原则及典型问题处理, 为同类工程设计提供指导。
关键词：核电站,仪表管道,打压试验
参考文献
[1]RCC-M压水堆核岛机械设备设计和建造规则[S].1993
核电设备制造中的管道预制 第7篇
1 概述
第三代反应堆主要目标是要提高现有反应堆的安全性，派生于目前运行中的反应堆。设计基于同样的原理，并在技术上汲取了这些反应堆几十年的运行经验。第三代反应堆的主要优点在于安全性大幅提高，造价降低，寿命长废物量降低，竞争力提高。
在1992年开始的欧洲压水堆（EPR）的研究和设计工作中，安全被作为首要参考因素。加强安全主要表现在，为了进一步降低事故发生概率，增加了安全装置的冗余度，而且非能动安全设计可确保机组在发生事故时仍能正常运行。美国计划2010年建造水冷或气冷堆，中国也有同样的计划。
目前我国在运行核电的装机容量占总装机容量的1.6%左右，根据国家《核电中长期发展规划(2005年～2020年)》，到2020年，这一比例将达到4%。这意味着我国还需要新增约3000×104千瓦的装机容量，相当于建造20台150×104千瓦级的核电机组。
AP1000属第三代革新型先进PWR反应堆。是西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发研制出来的。AP1000采用成熟的技术，通过系统简化、减少设备以及采用非能动专设安全设施，显著提升了电厂安全性、经济性。其主要特点：
1）主回路系统和设备设计采用成熟电站设计；
2）简化的非能动设计提高安全性和经济性；
3）建造中大量采用模块化建造技术。
模块化生产是一种运用模块方式使安装工作简易化的施工技术，其优点：缩短安装周期、减少现场工人数量、改进施工的安全性和质量、降低工程费用。实质上就是在核电站设计的时候把建造因素考虑进去，以提高核电站的整体施工建设水平。
AP1000反应堆核电站内部的很多系统是由完整的模块构成，结构设计独特。每个单堆有178个模块，包含管道系统和其他机械和电气元件，另外还包括大约230个管道装配，所有主管道区域都是模块化构造。在安全壳系统大模块中包括了安全壳系统90%的管道、阀门和仪表，安全壳系统里面所有管道65%是在车间预制好并以模块的形式运输至安装现场。各类管道和支架的预制工作在核电设备预制厂内的管道焊接车间完成。
核电设备制造厂作为核电设备预制生产基地，用来生产第三代反应堆AP1000安全壳压力容器、设备模块和结构模块、核电管道及其它核能设施的配套设备，以满足国内大规模核电建设的发展和需求。
2 管道预制
核电管道预制车间内年预制反应堆各类碳钢管道20 574根，总重1 408t；不锈钢管道16 052根，总重1 000 t；各类管道支吊架1870架，1 100t。管道焊接车间工艺平面布置见图1。
1)管道预制产品特点。碳钢管道产品：管道直径范围6.35mm～965.2mm，壁厚范围2.11mm～37mm，弯管直径25.4mm～152.4mm，弯曲半径≥5倍管道外径，管道材质为16Mn、20#、Q235。管子最长12m，单根管子最重430kg。
不锈钢管道产品：管道直径范围6.35mm～914.4mm，壁厚范围1.65mm～13mm，弯管直径25.4mm～152.4mm，弯曲半径≥5倍管道外径，管道材质为316L、304L。管子最长12m，单根管子最重450kg。
支吊架产品：支吊架产品最大件1500mm×1500mm×1500mm，单件最重1000kg。
2)主要工艺说明。各类管道产品预制采用按工序组织生产的柔性生产线，各工序之间通过输送辊道联接。支吊架产品设置焊接平台。管材下料在生产线上完成。车间总面积为12 964.5m2，其中生产面积9 838.5m2，办公生活面积1 004.4m2。
碳钢管材下料采用带锯床或数控火焰切割机两种方式，不锈钢管材下料只采用带锯床加工；碳钢管道坡口制作采用火焰切割机或坡口机两种方式，不锈钢管道的坡口制作采用坡口机加工；厚壁预制管道组对焊接采用埋弧焊方式，其他采用氩弧焊方式（采用的焊接手段应满足相关技术标准或规范要求），并配备操作机和管道托辊等自动焊设备，提高焊接水平和质量；碳钢管道热处理采用电加热局部热处理方式。
生产中使用的各种气体均采用管道输送至各工位。车间内起重运输采用桥式起重机方式，各生产线上的起重运输方式为柱式悬臂起重机和管道输送辊道方式，各工部之间过跨运输和产品运往酸洗车间采用电动平车的方式进行。在组对焊接区各工位配柱式旋臂起重机，操作灵活方便，同时还可以节省能源。车间外设射线探伤室用于管道射线检测。主要生产工艺流程：
(1）碳钢管道预制：管材原材料→管材下料→坡口制作→组对焊接→焊缝热处理→检验探伤→成品
(2）不锈钢管道预制：管材原材料→管材下料→坡口制作→组对焊接→检验探伤→酸洗→成品
(3）支吊架产品：型材半成品→坡口制作→组对焊接→检验→成品
3）主要生产设备。车间内设有两条碳钢管道预制生产线，一条不锈钢管道预制生产线。各生产线上主要生产设备见表1。
核电管道产品，生产加工精度高、批量大，工艺设计大量采用机械化、自动焊接等生产加工手段，同时根据产品规格分别设置不锈钢管道和碳钢管道生产线，保证产品加工和焊接质量。由于核电管道中不锈钢管道批量大，在工艺设计中大量采用氩弧焊接工艺。
3 结论
核电工艺管道的预制日趋走向工厂化，管道预制加工厂应运而生，以满足市场需求，促进企业发展。如今在核电管道安装建设过程中，实施管道的工厂化预制是一项重要的工艺进步，也是核电建设企业管道安装工艺的发展方向。工厂化预制出来的管段成品焊接成形美观、合格率高、预制深度大、整体预制工效高，核电管道工厂化预制的优势不仅在于其高水平的生产效率可大大缩短项目施工工期,更在于其完善的过程控制可大幅度提高项目的工程质量。因此，管道预制工艺具有良好的发展前景。而且贴近建设地点建设管道预制工厂，比在同一地点建设大规模生产线突破了运输半径的限制,更有利于降低成本和提高效率，从而达到模块化生产，扩大管道预制的服务半径。
这是对核电管道工厂化预制的灵活创新和应用发展，更适应核电建设行业的特点，具有更强的针对性和更灵活的适应性，可以更好地满足业主对工期和质量的需求。与此同时管道预制技术不仅在核电领域，而且在石油、化工等其他行业领域内也得到不断发展。管道预制技术将是管道安装制造的重要发展方向。
摘要：三代核电工程模块化建造技术,形成了核电设备模块的工厂化预制能力。核电管道工厂化预制,是核电管道生产的主要模式。核电设备制造工程项目是模块化预制厂的典型代表,其中管道焊接车间主要负责核电管道的工厂化预制。
关键词：管道预制,核电工程
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核电管道保温工程的设计及施工 第8篇
众所周知, 核电站在运行时, 很多工艺管道及设备处在高温高压状态下, 其温度高于环境温度, 导致热量通过表面大量散失, 造成核电厂电功率下降和热源损失, 且使周围环境温度急剧升高, 直接影响到核电厂的安全运行。另一方面, 核电厂和常规电厂类似, 除对管道进行保温, 还需要对低于环境温度的管道进行保冷设计, 以确保核电站的正常运行。
核电站绝热设计的目的就是为了减少正常运行时管道及设备的散热 (冷) 损失, 满足生产工艺要求, 改善生产环境, 提高经济效益。这种设计及安装除了应正确选择符合现行国家、行业标准的材料, 又要兼顾核电站自身的特殊要求, 进行严格且适当的选择。核电站核岛中需进行保温安装的系统分散于蒸汽供应系统 (NSSS) 和核岛配套设施 (BNI) 辅助系统数量多达二十余个, 绝热工程工作量十分繁重。本文描述了核电站中核蒸汽供应系统和核岛配套设施辅助系统 (不包括反应堆冷却剂系统) 中绝热结构的设计、制造、安装的相关内容, 并按照核电设计中形成的一般习惯, 将保温及保冷 (又叫冷保温) 统一称为“保温”, 下文中不再区分。
二、保温设计总体要求
核电站保温结构设计除了需符合一般工业管道的要求, 还要兼顾核电工程本身的特点要求, 主要包括如下几方面[1,2]:一是设计保温层在核电厂工况I (反应堆正常运行和正常运行瞬态工况) , 工况II (中等频率事故工况) 下, 应保证保温结构的完整性;二是保温层采用的材料应具有良好耐辐照性能, 其耐热温度应大于被保温的物项的设计温度;三是保温层设计所确定的结构应不致引起放射性尘埃污染, 选用的材料应对人体无害;四是保温层结构设计应考虑管道及设备所处的位置及安装操作方面条件, 以利于零部件的搬运和安装操作;五是保温层设计应满足自身和被保温物项的在役检查可达性、可拆性;六是保温层的安全等级、质保要求和抗震类别应符合有关规定。
三、保温结构及材料要求
核电工程中保温结构一般由保温层、保温外壳和保温附件组成。保温结构应具有密封性和防渗透性。保温结构应保证在保温材料寿命年限内的完整性;保温结构应有足够的机械强度, 不允许在自重或偶然外力作用下又被损坏的现象发生;保温结构应合理, 拆卸和安装方便。核电站中保温结构按形式可分为可拆性和非可拆性结构两大类:一是可拆性结构为非固定式保温结构, 适用于核电厂管道及设备在役检查的焊缝、流量测量装置、阀门、法兰、堵板、补偿器和巡视的设备及其部件等。这种结构通常采用金属盒的结构形式, 在奥氏体不锈钢制造的管道及设备安装上的保温层的可拆段, 与管道及设备接触的所有部件都必须用不锈钢制造[3]。保温层拆除后, 未拆部分端面距焊缝应留出适当距离, 以便于在役检查。二是非可拆性结构为固定式保温结构, 适用于不需要在役检查或检修的一般性要求的管道及设备保温。核电站保温材料包括玻璃棉纤维保温材料, 硅酸铝保温材料。保温材料及其保温附件采购后应在预制车间预制, 不允许在安装现场下料、预制、包装。保温材料的质保等级为QA3, 保温附件预制、安装、检验的质保等级为QNC。在保温层的外表面应设置保温外壳, 核电站通常采用金属保温外壳, 反应堆厂房内应采用不锈钢板制造, 其他厂房一般采用铝板。保温外壳结构应严密和牢固, 在环境变化与振动情况下, 应不产生渗水、裂纹、散缝及坠落等现象。保温外壳接缝形式可根据具体情况, 选用搭接、插接或咬接形式。防潮层只在冷保温情况下使用, 其中反应堆厂房内使用阻燃且耐辐照防水卷材, 反应堆厂房外使用各类阻燃型防潮材料。
四、保温工程的施工及注意事项
核电工程中的保温清单由工艺系统专业统一给出, 根据厂址及工程改进情况, 有一定的适应性调整。由于核岛厂房空间小, 物项多, 施工中也存在安装偏差等原因, 保温施工问题屡见不鲜, 以下就一些施工中需注意的事项、程序及共性问题进行分析。
保温施工应依据相关设计施工文件要求, 兼顾现场实际, 并参考相关电站经验。根据某压水堆核电站的现场情况, 整理出的主要保温施工经验如下:一是保温工程通常都是在管道及设备安装完成后, 在现场进行施工。保温施工之前, 应对所采用的保温材料及其制品进行检查, 确保符合设计和现行技术标准。施工也应当遵守我国有关部门颁发的规程及标准, 施工中不得损坏施工现场的其他管道及设备。二是保温结构某些部件 (如可拆卸保温盒) 应在预制厂进行加工成品或半成品, 在现场进行拼装, 这样不仅可以加快施工进度, 更能保证工程质量。三是对已安装好的管道及设备, 保温之前应根据有关技术规范做水压试验, 合格后再做保温施工, 避免返工。在某些特殊情况下如先进行保温施工, 应将管道上焊缝留出, 待管道及设备安装合格后, 再将焊缝处补做保温施工。四是施工原因引起的保温干涉的问题, 如管道过近或标高不符合原设计要求等造成保温结构无法施工, 原则上需施工方返工修改管道, 让出保温间隙;如果确认属于电站设计空间不足, 可以在征得上游专业的同意下, 对保温厚度做适应性调整。五是对产生保温干涉的管道专业物项, 管道走向可适当改变调整, 支架形式可调整 (但不得影响支架功能前提下) , 以便让出施工空间。对产生保温干涉的其他专业物项, 征得相关专业的同意下, 可考虑对其适应性调整, 以满足保温设计要求。例如, 土建格栅板、护栏可适当切割, 孔洞可扩大, 爬梯或机械轨道梁可适当移动。六是保温层与管道或设备, 保温层之间及与被保温的物项应紧密贴合, 完工后保温结构表面应当平整, 金属外壳应贴紧绝热材料表面, 不允许有褶皱、开裂、脱壳和凹陷等缺陷。七是管线保温工程完成后, 保温结构不得对所在管道本身的运动产生附加影响, 应当允许管线进行热位移, 也不得影响或改变支架的功能。例如, 保温结构应避免与钢结构或者其他固定物项绑定, 多根管道也应避免将保温结构做成一体。检查孔, 人孔、阀门、法兰及其他可拆卸部件的两侧, 在保温层施工时, 应留出空隙并用松散材料填实。
五、质量检查及验收
保温安装完毕整体移交前, 工程需进行质量检查及验收, 其要求应符合有关规定。验收工作要做好记录, 并注明已完成的工作质量和不符合项报告, 不符合要求的地方应进行修补, 以确保最终的实际安装与文件和图纸一致。
参考文献
[1]EJ/T 720-2008压水堆核电厂反应堆压力容器及反应堆冷却剂系统管道和设备保温层设计准则
[2]中广核工程有限公司.压水堆核电厂核岛设计第三卷核岛工艺系统和布置设计[M].北京:原子能出版社, 2010, 9:656