核电站设备主要金属材料

核电站设备主要金属材料
核电站设备主要金属材料

1.核岛用金属材料概述

不同堆型,其结构和用途虽有所不同,但在实现核裂变反应和可控制的过程是相同的,都需要燃料元件、堆内构件、控制棒、反射层、冷却剂和慢化剂(快堆除外)以及包容他们的压力容器或压力管道等,因而需要各种各样的材料来制作相关部件,以实现核能向热能、热能向电能的安全、高效率的转化。

按照相关设备部件服役工况或使用功能的不同,核电设备可分为核一级、核二级、核三级和非核级。有核级要求的设备,一般即称其所用材料为核电关键材料。

核电常用的关键材料大体可分为碳钢、不锈钢和特殊合金;若进一步细分,则有碳(锰)钢、低合金钢、不锈钢、锆合金、钛铝合金和镍基合金等,按品种则有铸锻件、板、管、圆钢、焊材等等。

核反应堆的发展,从一开始就包括了材料的开发与优化,材料的发展决定了其发展情况。因为核电具有新的热传导条件及特殊的环境条件,如辐照或冷却剂腐蚀等,要求所用材料必须能适合于这些应用条件;强调材料的另一个原因,是核电站系统比常规电站有更高的安全要求。

由于我国目前主要是建造第二代成熟的1000MW压水堆核电站、通过技术引进并吸收国外先进技术以发展先进的第三代1000MW级压水堆核电站。因此,本讲义以压水堆核电站为例,对其不同设备的用材做一简单介绍。

在压水堆核岛中,主要设备除反应堆及压力容器外,还有蒸汽发生器、冷却剂主泵机组、稳压器及主管道等。由于这些部件在核岛内的位置、作用和工况不同,故材料的使用要求和环境条件也不尽相同,不同程度地存在辐照或酸腐蚀等;不仅要考虑常规的一些要求(如强度、韧性、焊接性能和冷热加工性能),而且须考虑辐照带来的组织、性能、尺寸等变化,如晶间腐蚀,应力腐蚀和低应力脆断、以及材料间的相容性、与介质的相容性,以及经济可行性等。

为便于从它们的服役特点中理解每个部件的功能、选择依据,下面将压水反应堆核岛内重要金属部件的工况、要求以及他们的所用材料体系简述如下。

1.1压水堆零/部件用金属材料

1.1.1包壳材料

包壳,是指装载燃料芯体的密封外壳。其作用是防止裂变产物逸散和避免燃料受冷却剂的腐蚀以及有效地导出热能,在长期运行的条件下不使放射性裂变产物逸出。

工况最为苛刻:内受裂变产物、外受冷却剂腐蚀和温度、压力的作用,并受到强烈的中子辐射和冷却剂的冲刷、振动以及内应力、热循环(开、停堆时)应力和燃料肿胀等作用。

因而,包壳材料应具有以下性能:热中子吸收截面小、感生放射性小、半衰期短;强度高、塑韧性好、抗腐蚀性强、对晶间腐蚀应力腐蚀和吸氢不敏感;热强性能、热稳定性和抗辐照性能好;导热率高、热膨胀系数小,与燃料和冷却剂相容好;易于加工、便于焊接和成本低。

适宜作为包壳的材料主要有:铝及铝合金、镁合金、锆合金和奥氏体不锈钢以及高密度热解碳。

在压水堆中,主要采用了锆合金,这是因为其热中子吸收截面小、导热率高、力学性能好,且有良好的加工性能以及与UO2较好的相容性,尤其对高温水、高温水蒸汽也有良好的抗腐蚀性和热强性。

1.1.2堆内构件材料

在压水堆中,除了反应堆压力容器和燃料组件及相关的组件以外的均为堆内构件,如压紧板、导向筒、吊篮、围板、流量分配板、上下栅格组件等。

作用有:支撑燃料组件及其精确定位、为控制棒及堆芯测量装置和辐照监督和提供支撑和导向、合理分配冷却剂流量和减少压力容器内表面的中子注量。

工作环境:面对活性区、受到冷却剂冲刷和高温、高压作用。

堆内构件用材应具强度高、塑韧性好、高温性能好,中子吸收截面和中子俘获截面以及感生放射性小,抗腐蚀性、抗辐照性能好并与冷却剂相容好,导热率高、热膨胀系数小,易于加工、便于焊接和成本低。

适合于压水堆内构件用材料主要为奥氏体不锈钢以及部分镍基合金。

1.1.3反应堆回路材料

压水反应堆的回路管道是维持和约束冷却剂循环流动的通道。

作用:封闭高温、高压和带强放射性冷却剂,对反应堆安全和正常运行起保障作用。

回路管道用材应具备如下性能:抗应力腐蚀、晶间腐蚀和均匀腐蚀的能力强,基体组织稳定、夹杂物少、具有足够强度、塑性和热强性能,铸造和焊接性能好、生产工艺成熟,成本低、有类似的使用经验,Co含量尽量低。

适合于压水堆内构件用材料主要为奥氏体不锈钢。

1.1.4反应堆压力容器材料

反应堆压力容器是装载堆芯、支撑堆内所有构件和容纳一回路冷却剂并维持其压力的堆本体承压壳体。

它是由上、下封头和筒体组成;它与一回路管道共同组成冷却剂压力边界;还具有密封放射性、阻止裂变产物逸散的功能。

对反应堆压力容器用材要求:强度高、塑韧性好、抗辐照性能和抗腐蚀性强、与冷却剂相容好;纯净度高、偏析和夹杂物少、晶粒细小、组织稳定;易于进行冷热加工(包括焊接和淬透性好);成本低、高温高压下使用经验丰富。

反应堆压力容器,目前国内外广泛采用的是A508Ⅲ(Gr.3Cl.1)、16MND5,内壁堆焊不锈钢。

1.1.5蒸汽发生器材料

蒸汽发生器是压水反应堆一回路的热能传递给二回路介质以产生蒸汽的热交换设备,它采用带汽水分离器的饱和蒸汽。一般为管壳式,主要由筒体、管板、水室、汽水分离器及外壳容器、传热管等部件组成。

蒸汽发生器传热管为压水堆核电站中的核心部件,起着一、二回路的能量交换和一回路压力边界完整性起着重要的作用。传热管在特定结构和介质条件下,承受高温、高压和管子内外的压差以及腐蚀、水力振动等工况的作用,容易造成各种类型的腐蚀损伤和应力腐蚀破坏。

传热管应具有:热强性、热稳定性和焊接性好;基体组织稳定、导热率高、热膨胀系数小;抗均匀腐蚀和局部腐蚀能力强;具有足够的塑性和韧性,以适应弯管、胀管的加工和抗振动。

蒸汽发生器的筒体与管板一般采用与反应堆压力容器相同或相近的材料,如A508Ⅲ(Gr.3Cl.1)、18MND5其它一些部件如分离器则采用碳(锰)钢或低合金钢等。

1.2用材体系

在国际上核电运作建设上,有美国ASME体系(通用和西屋)、俄罗斯(石墨慢化反应堆和俄罗斯压水堆)体系、法国RCC-M(压水堆)体系、加拿大CANDU(重水铀反应堆)体系和德国KTA体系等。不同体系的压水堆中所用关键材料有所不同、但相对还是比较接近。下面表1.1为不同主要核电国家体系用材情况。

目前,我国的核电材料标准体系并未完全建立(正逐渐建立之中),主要采用了引

进技术中所列的一些国外牌号材料,如表1.1中所列的RCC-M、ASME等体系材料。

表1.1 各主要核电国家压水堆用材体系

1.3核电用材标准体系

目前在我国的压水堆体系用材中,主要有美国ASME、法国RCC-M体系的材料。1.3.1 RCC-M与ASME规范

RCC-M借鉴了美国ASME规范第Ⅲ卷中NB、NC、ND、NG和NF各分卷的有关内容,在结构上也做了巧妙对应,在章节的数字标识体系上采用了类似结构,章节下的内容也相近。而AP1000则采用ASME用材体系,下面表1.2给出了是RCC-M与ASME对比表。

表1.2 RCC-M与ASME对比表

1.3.2 欧洲标准用材表述

RCC-M引用了不少欧洲标准的材料,如EN10025等。而欧洲标准体系中,EN 10020(钢的等级定义及划分)、EN 10027-1(钢的命名体系第一部分:钢名,主要符号)、EN 10027-2(钢的命名体系第二部分:钢号)对各种钢进行了分类表述。

但最新的“EN10025-2:2004”与我国目前正使用的“EN10025:1990+A1:1993”有一定差异,主要在于钢的符号表述和保证性能描述上,见表1.3。

表1.3 新旧EN10025-2牌号表示对比

本讲义所涉及的钢种有:P355GH、P265GH、P280GH、S235J0/S275J0/S355J0,分别列于EN10028-2、10222-2、10025-2等标准中。

其中:

P指承压件用钢、后面XXX三个数字指(小尺寸材料的)最小屈服强度,GH指高温用途。

S则指结构钢,后面所接XXX数字则是指(小尺寸材料的)最小屈服强度,J、K、L分别指有冲击功质量要求。

2. 碳(锰)钢

这类材料为碳锰钢种,主要采用了欧洲标准的一些材料,如P355GH、P265GH、P280GH、S235J0/S275J0/S355J0等。

2.1 简介

均为欧洲(EN)标准中的碳(锰)钢,有不同的型式产品,如板、管、锻件、型材。

RCC-M的M篇中引用了这些材料,但强调了除了满足EN标准的要求外,还须符合RCC-M的M相应规范中的补充要求。

在我国的锅炉、容器或用钢标准(GB713-2008)和结构件用钢标准(GB700-2006、GB/T1591-2008)等标准中有对应或相近的材料。

2.1.1 P355GH

系EN10028-2(压力用途用钢板第二部分:具有规定高温特性的合金钢和非合金钢)标准中的钢号,RCC-M中的M1131(钢板)、M1132(冲压件)将其列入。

RCC-M提出的补充技术要求主要有:

1)热处理规定为正火,或淬火+回火;

2)对P、S有严格限制;

3)根据技术规格书和设备级别不同,规定了短时高温强度、-20℃或-40℃冲击功;

4)室温弯曲试验;

5)超声波检查(3级设备用钢板除外)。

该钢具有良好的综合力学性能,其在500℃以下的高温力学性能优于碳钢,还具有良好的可焊性以及冷热加工等工艺性能。

相近牌号有中国的GB713-2008中的Q345R(原GB713-1997中的19Mng、16Mng)、美国的SA299、日本的SB49和俄罗斯的16гс等。

2.1.2 P265GH

此钢种也系EN10028-2(压力用途用钢板第二部分:具有规定高温特性的合金钢和非合金钢)标准和EN10216-2(压力用途用钢管第二部分:具有规定高温特性的合金钢和非合金钢)中的钢号,但Mn含量要比P355GH的要低一些。RCC-M中的M1131(钢板)、M1132(冲压件)将其列入。

RCC-M提出的补充技术要求主要有:

1)热处理规定为正火,或淬火+回火;

2)对P、S有严格限制;

3)根据技术规格书和设备级别不同,规定了短时高温强度、-20℃或-40℃的冲击功;

4)室温弯曲试验;

5)超声波检查(3级设备用钢板除外)。

该钢具有良好的综合力学性能,具有良好的可焊性以及冷热加工等工艺性能。

此钢种与GB713-2008中的Q245R相近,也与我国“核电站用无缝钢管第1部分碳素钢无缝钢管”中的HD245、HD245Cr、HD265、HD265Cr类似。

2.1.3 P280GH

系EN10222-2(压力用途用钢制锻件第二部分:具有高温特性的铁素体和马氏体钢)标准中的钢号,Mn含量介于P355GH与P265GH之间;RCC-M中的M1124(模锻弯头)、1125(轧/锻件)、1144、1152(管)将其列入(对其成分和性能进行了一定调整)。

RCC-M调整的内容有:

1)成分进行了小的调整;

2)明确了锻造比;

3)细化了热处理;

4)明确规定了短时高温屈服与抗拉强度、0℃的冲击功;

5)模拟热处理后的性能试验;

6)表面(目视)与内部质量检查(UT)。

与国内JB4726(压力容器用碳素钢和低合金钢锻件)标准中的16Mn类似,从成分性能上看,也与我国“核电站用无缝钢管第1部分碳素钢无缝钢管”中的HD280、HD280Cr类似。

2.1.4 S235J0/275J0/S355J0

系EN10025-2:2004(热轧结构钢制品第二部分:非合金结构钢的交货技术条件)标准中的钢号,有各种产品型式(空心材除外)。

在法国RCC-M的M1134中引用了这种材料。

RCC-M提出的补充技术要求主要有:

1)须选用NF EN 10025标准中规定的FN(镇静钢)、FF (完全镇静钢)脱氧型牌号;若用于吊杆则须选用质量级别为J2和K2;

2)对J2、K2级别,应进行特殊检查,并提供3.1.B(EN 10204)的验收证书,若是钢板,应以正火态供货;

3)钢板的表面(目视)与内部质量检查(UT,与级别、厚度有关)。

S235J0/275J0分别与GB/T700-2006的Q235C、Q275C接近,而S355J0与GB/T1591-2008中的Q345C接近。

2.2 用途

2.1.1 P355GH

在常规产品上,它主要用于制作锅炉、石油化工设备中的高压容器和其它焊接结构件,如反应器、换热器、分离器、球罐、油气罐、液化汽罐等。

在核电设备中,主要是1、2、3级设备用、而又未在专用零件采购技术规范上规定的碳钢钢板,以制造某些二级设备壳体及容器内结构件,如硼注射器中的上、下封头,筒体等。

2.1.2 P265GH

在常规产品上,钢板主要用于制作锅炉、石油化工设备中的高压容器和其它焊接结构件,如反应器、换热器、分离器、球罐、油气罐、液化汽罐等。

在核电设备中,也主要用于1、2、3级设备用、而又未在专用零件采购技术规范上规定的碳钢钢板,以制造某些二级设备壳体及容器内结构件,如硼注射器中的裙座筒体、稳压器中的电极板、蒸汽发生器的板式分离器。

2.1.3 P280GH

此钢锻件在国内应用不多,但根据其与16Mn锻件相近的性能特点,其用途应与其相同,如管壳式换热器碳钢管板、法兰等。

在核电部件中主要用作为蒸汽发生器主蒸汽系统、给水控流系统、辅助给水系统的轧制管件或锻制管件(M1124),或蒸汽发生器主蒸汽系统的锻造或模锻弯头。

2.1.4 S235J0/275J0/S355J0

在常规产品上,它主要用于重要程度并不高的一些结构件。

在核电设备中,也主要用于通用结构用的、而又未在专用零件采购技术规范上规定的、有一定质量要求的S1、S2钢板梁和商品级棒材等。如各种重型支撑、锚固件、反应堆压力容器顶盖总装的附件,如法兰、筒节、筋板等。

2.3 技术要求

2.3.1化学成分

表2.1是此这些钢种的化学成分。

表2.1 碳(锰)钢的化学成分

规范材料 C Si Mn P S Cr Mo Ni Cu V Nb N EN 10028-2*1

P355GH 0.10-0.22 ≤0.60 1.10-1.70 ≤0.025 ≤0.015 ≤0.30

0.08

0.30

0.30

0.02

Nb≤0.02,

Ti≤0.03

0.012

P265GH ≤0.20 ≤0.40 0.80-1.40 ≤0.025 ≤0.015 ≤0.30

0.08

0.30

0.30

0.02

Nb≤0.02,

Ti≤0.03

0.012

RCC-M

M1131/1132*2

P355GH 0.10-0.22 ≤0.60 1.10-1.70 ≤0.025 ≤0.015 ≤0.30

0.08

0.30

0.18

0.02

Nb≤0.02,

Ti≤0.03

0.012

P265GH ≤0.20 ≤0.40 0.80-1.40 ≤0.025 ≤0.015 ≤0.30

0.08

0.30

0.18

0.02

Nb≤0.02,

Ti≤0.03

0.012 EN10222-2*3 P280GH 0.08-0.20 ≤0.40 0.90-1.50 ≤0.025 ≤0.015 ≤0.30

0.08

0.30

0.30

0.02

≤0.01

Ceq≤

0.45 M1124/1125 P280GH ≤0.20 0.10-0.35 0.80-1.60 ≤0.020 ≤0.015 ≤0.25

0.10

0.50

0.25

Sn≤

0.03

Al:

0.02-0.05

Ceq≤

0.48 EN10025-2

S235J0 ≤0.17 --- ≤1.40 ≤0.030 ≤0.030 --- --- ---

0.55

--- ---

0.012

S275J0 ≤0.18 --- ≤1.50 ≤0.030 ≤0.030 --- --- ---

0.55

--- ---

0.012

S355J0 ≤0.20 ≤0.55 ≤1.60 ≤0.030 ≤0.030 --- --- ---

0.55

--- ---

0.012

*1:Cr+Cu+Mo+Ni≤0.70, Alt≥0.02; *2:Cu+Sn i≤0.33; *3:Cr+Cu+Mo≤0.50

2.3.2组织

在热轧或正火态均为铁素体+珠光体;但在淬火态时,除铁素体+珠光体外,有可能出现全部或部分马氏体或贝氏体类的组织(与冷却速度有关)。典型金相组织见图1。

有关核电机械设备的维护方法研究

有关核电机械设备的维护方法研究 摘要:从目前机械设备维护管理方面情况来看,人们对设备维护的基本认识从 最初的"工作磨损设备故障危及设备安全"逐步逐渐转向"采取积极有效的措施控制机械设备可靠性下降的因素,从而保持恢复机械设备工作性能的固有可靠性"。这无疑是一个从我国传统的"以预防为中心"的汽车维修管理观念转变成为近现代的"以可靠为中心"的一个重大飞跃,即"以可靠为中心"。 关键词:机械设备;故障;核电行业 1核电机械设备维护的必要性 机械设备维修是指机械设备在没有达到设备寿命终止之前采取的一项预防技术的保障。 保持机械设备在工作准备好并发生故障后,能够及时进行维修,最大程度地提高机械设备的 有效性,是提高产品效益的一项重要措施。通过定期对机械设备进行维护,可以保证机械部 件的润滑,紧固和清洁,降低磨损时机械部件的磨损,从而延长机械的使用寿命。 在核公司的前期工作准备工作中,机械设备因缺乏维修保养或维护不当所致的设备腐蚀、损坏、绝缘体损坏等安全隐患便大量出现。另一方面,已开始的设备维修保养也大部分属于 紧急维修,主要是解决安装、调试等问题,对机械设备维修保养也没有有系统的展开。造成 此问题的主要原因有多方面,其中工程进展紧张是工程进展的主要原因,目前国内有专业核 电设备的维护、调试单位较少,同时,为了降低资金投入,大多数核电企业都不愿将过多的 精力投入到维护设备上。运营部门虽然很重视维护人员的全面能力培训,但培养人员仍然侧 重于机械设备在运行过程中出现的机械故障,而不是核电机械设备必须进行的维修保养。 2核电设备检测维修的普遍方法 第一,针对我国核电设备的检测和维修情况进行分析,首先我们应该做好预防工作,应 该在设备工作结束之后第一时间进行检测和预防。当机械设备进行一周的工作之后,许多机 械设备就会出现不同程度磨损或故障,要防止这种事情发生,就务必要在机械设备进行工作 之前,对机械设备进行全方位的检查,防止故障的发生。对于维修检测并不是走形式,应该 从检修的等级(A级、B级、C级、D级)出发,不同零部件采用不同等级的检修方法,应该 考虑到接下来需要做的检修工作内容,有明确目的的开展检测工作。需要严格按照要求,对 设备的功能和基础参数进行检查。另外,不仅在工作前工作后要进行维修检查,而且在工作 期间也要重视设备的使用情况以及效率,并做到防患于未然,及时排查故障。因此,全国的 核电企业应该采取有效的方法来应对此类问题,从而达到提高整个核电行业经济效率的目的。促进我国核电行业的蓬勃发展。 第二,在核电机械设备进行工作期间,应该让检测人员检测设备的运行状态。毋庸置疑,机械设备是最容易产生故障的,核电厂的设备在进行工作期间更是如此。所以需要检测人员 在设备工作期间,严格测量设备的运行状态,工作效率和磨损情况。并依托高科技检测工具 对核电设备的各个环节进行逐一排查,并针对特定问题进行深刻的讨论研究。对磨损或损坏 的部件进行更换,对参数不稳定的部分进行重置参数。依靠这种方法,探索出一条有效的适 合我国核电行业运行的方式。这种方法应该得到更加广泛的应用。 第三,要重点排查机械设备故障的发生时间。这可以使故障设备得以及时维护,延长设 备使用寿命,提高设备使用效率,提高设备使用效率。这种方法意味着一旦设备发生故障, 就应立即进行维护,这种方法有助于第一时间发现故障,并使设备故障能够迅速排除。工作

核电繁荣背后:尴尬的国产化之路(精)

核电繁荣背后:尴尬的国产化之路 前不久,法国阿尔斯通公司主管核电的高级副总裁在北京召开新闻发布会,介绍法国在核电领域的优势,为本公司造势;同时一向低调的美国西屋电气公司也将媒体宣传加入公司发展计划。业内专家指出,“这是为争夺市场大蛋糕在做准备”。同时,据了解,对中国核电市场感兴趣的还有俄罗斯、德国、加拿大等国家。 显然,中国政府有关加快发展核电市场的政策刺激着这些国际核电巨头的肾上腺,巨大的中国核电市场散发的“磁场”吸引了各方淘金者。一时间,中国核电市场成了世界核电巨头的博弈场。 繁荣:不断飙升的项目建设 “去买点中国与核有关的企业股票吧!”阿海珐集团内部人士半开玩笑地说。 不久前正式宣布中标中国核电站建设的法国阿海珐集团,是中国核电站建设资格最老的合作伙伴之一。但他们现在需要面对一个新的形势——按照中国“十一五”规划,到2020年前,我国的核电设备国产化率需达到70%以上。 这让阿海珐多了一些压力。 “核电站设备国产化一个关键就是省钱。”中国核工业一位资深人士表示,目前他们研究的是国外企业技术转让的可靠性以及国产设备的可靠性。

据推算,在国家核电发展规划下,国产核电设备将迎来6000亿元的大市场。 “从目前看,6000亿元的建设投资将有70%-80%的份额属于中国企业,算下来,这市场将近4500亿元左右。“中国核学会秘书长傅满昌透露,”今后国产设备难以进入核电站的状况将会在国家规划下得到大大的改观。” 据了解,近期已有中国企业生产的重要核电原件出口韩国。 “核电建设的巨大市场将带动我们的核电装备制造业,随后核电装备出口也是未来的规划之一。”傅满昌表示。 据悉,在国内核电站建设的采购大单中,目前只有符合资格认证的企业才能参与。 江苏一位核设备生产企业的高管表示,“如果用国产设备,或是用合资的设备,价格可能比购买进口设备价格便宜近40%。”据了解,有些进口元器件的价格是国产元器件价格的数倍。 “核电站的建设成本将直接影响核电站的发电成本,如何降低成本,使国家的核电发展规划得以实施,这是我们业界必需考虑的。”前述核工业资深人士说。 阿海珐人士也认同这种观点,在他看来,核电站最初发电的成本非常惊人。如果能在前期降低成本,将大幅降低核电的价格。

国内核电供应商资料

核电供应商资料一、主要核电上市企业及其产品简介(付重点公司) 子行业 公司 代码 产品制造能力 铸锻件 中国一重 601106 铸锻件、压力容器、蒸发器成套 二重重装 601268 铸锻件、压力容器、蒸发器成套 华锐铸管 002204 核泵壳铸件开发中 核岛管材 宝钢股份 600019 控股宝银公司生产蒸发管 久立特材 002318 后年有望建成蒸发管产能 常宝股份 002478 明年有望立项核电蒸发管 主设备制造 东方电气 600875 核岛常规岛主设备 上海电气 601727 核岛常规岛主设备 哈动力 http://1133.HK 核岛常规岛主设备 海陆重工 002255 堆内构建的吊篮筒体 锆管 东方锆业 002167

开发的核级产业化项目-海绵锆宝钛股份 600456 与国核技术组建镐业公司-海绵锆嘉宝集团 600622 锆管 核燃料 中核国际 http://2302.HK 中核进行海外铀战略的平台HVAC 哈空调 600202 核电空调 上风高科 000967 风机、核电空调 卧龙电气 600580 风机制造 盾安环境 2011 冷水机组 南风股份 300004 HVAC系统解决方案 电气设备 特变电工 600089 核电主变压器,电缆 天威保变 600550 核电主变压器 中国西电 601179 核电主变压器 奥特迅 002227 电力电源 阀门 中核科技 000777 核电1,2,3级阀门

002438 核电2,3级阀门 电缆 宝胜股份 600973 核级电缆 南洋股份 002212 核级电缆 核电控制 自仪股份 600848 核电仪控的设计、集成热缩材料 沃尔核材 002130 核电用热缩材料 长园集团 600525 核电用热缩材料 蓄水储能 浙富股份 002266 蓄水储能电站设备 核级泵 重庆机电 http://6722.HK 各种核级泵 利欧股份 002131 核级泵 湘电股份 600416 与福斯公司共同研发核泵银铟棒 西部材料 002149 接到核电铟合金订单 结构件 大金重工 002487 核电结构部件 压力容器

核电制造设备国产化现状及其发展方向

核电制造设备国产化现状及其发展方向 ——动力与机械学院,陈锋(2013301390104) 摘要:本文从一名机械类专业大学生的视角,简要的介绍了我国以及世界核电工业未来趋势及我国核电工业现状,从不同角度阐述了提高核电制造设备国产化速度及加快国产化进程的几点构想。 关键词:核电制造设备国产化发展方向技术引进 1:概述 在当前世界电力能源结构中,火电处于主导地位,所占比例为64 %。由于燃料煤、天然气、石油等资源的储量有限及火电产生的大量温室气体,其发展面临很大的压力。从长远来看,由于资源短缺,火电作为世界主要能源的地位极有可能被其他能源所取代。 核电作为一种安全、清洁、高效、经济的能源,经过欧美国家几十年的研发及实践,其制造技术与安全保障技术的发展已达到相当高的水准。运行安全性的提高及常规能源短缺现状使得世界各国都看好未来一段时期内的核电发展前景,并拟大力发展本国核电业。进入二十一世纪以来,我国经济增长强劲,对电力的需求量迅速膨胀,而火电由于资源所限,经常因燃料问题减产或停产;在政府政策导向下,核电业已成为我国能源战略规划中解决未来能源供应问题的一项极其重要的手段。大力发展核电已成为各方的共识。 由于核电建设投资巨大,建设周期又长,我国要依靠设备进口发展核电,昂贵的造价直接影响到核电建设及运营成本,这无疑是阻碍我国核电发展的最大障碍。因而,唯一出路即是实现核电设计自主化,大力提高核电制造设备国产化率,从而减少核电站建设投资,降低发电成本,使核电发展进入良性循环轨道。 2.我国核电国产化现状 总体上讲,核电国产化即意味着自主设计、自产设备、自主建造、自主运营四个方面,其关键是自主设计。只有掌握了系统和设备的设计,才能更有效地处理设备制造过程中发生的质量与技术问题,才能有效地指导核电站的建造、安装、调试等各项工作,才能最大限度摆脱国外公司对我国核电发展的制约,使我国核电健康快速发展。 近年来,在国家核电政策导向的积极推动下,国内核电制造企业通过技术引进、与外方合资等途径已具备了一些核电主体设备的生产及制造能力,并已有一些资产的重要设备用于近年来投入商业运行的核电厂。 目前,在外方技术支持下,国内一些比较大型的机械制造企业已具有

核电厂主要生产系统

核电厂主要生产系统 核电厂的分类的主要依据是反应堆堆型,按堆型分类世界上已投入运行的核电厂有以下几种: 1)压水堆核电厂 这种核电厂的优点是:反应堆的结构简单,功率密度高;汽轮机不带放射性,勿需采取防护措施。 这种核电厂的缺点是:系统复杂,设备多;为得到较高的蒸汽参数,反应堆及一回路设备都要在很高的压力下工作,使其设计、制造困难。 1950年美国海军把推进动力研究集中在压水型反应堆上,1954年魟鱼号核潜艇下水。随后,美国压水型反应堆由于陆上核电厂的建设,并得到了迅猛发展。 2)沸水堆核电厂 这种核电厂的优点是:系统简单(只有一个回路,设备少。无蒸汽发生器、稳压器、主泵及一回路主管道等);在反应堆压力低的情况下可获得相对高的蒸汽参数。 这种核电厂的缺点是:反应堆结构复杂,功率密度低;汽轮机带有放射性,要采取防护措施。 沸水堆核电厂发展的很快,1960年美国第一座示范性沸水堆核电厂投入运行以后,目前单机最大功率已达1300MW。 3)重水反应堆核电厂 这种核电厂的优点是:用天然铀作燃料,提高了铀资源的利用率,降低了燃料的成本;采用压力管,省去技术复杂、制造困难、价格昂贵的压力壳;能不停堆换料。 这种核电厂的缺点是重水昂贵,发电成本高。 1956年,加拿大建成了实验性的重水堆核电厂,后来又建造了电功率为540MW和750MW的重水堆核电机组。 4)石墨气冷堆核电厂 这种核电厂的优点是:用天然铀作燃料成本低;获得的蒸汽参数高,且为过热蒸汽。

这种核电厂的缺点是:功率密度小,反应堆体积庞大;燃料装量大,燃耗浅,自耗功大,发电成本高。 前苏联自第一座核电厂开始,一直在设计、建造石墨水冷堆核电厂,并在国内建造了一批功率为1000MW的这种核电机组。 5)快中子堆核电厂 这种核电厂的优点是:可使对轻水堆来说是核废料的U238,变成可用的核燃料,大大提高铀资源的利用率。 这种核电厂的缺点是:钠的腐蚀性强,对设备、管道的材料要求高;钠在空气中会燃烧,在水中会爆炸-钠水反应,故危险性大。 快中子堆是最有发展前途的核电厂。因为它是一种增殖堆,能大量利用“核废料”。1951年美国实验快堆首次从核反应堆发电点亮4个灯泡。虽然世界上发达的国家已建成10多座快中子堆核电机组,但均为实验性的原型堆,尚有许多技术问题有待解决。 到2008年7月份,我国有9台压水堆核电机组、2台重水堆核电机组在商业运行,有16台压水堆核电机组、1台高温气冷堆核电机组以及一座实验快堆正在建设中。目前世界上最先进的第三代压水堆是美国AP1000和法国与德国联合开发的欧洲先进堆EPR,我国将分别在山东海阳、浙江三门和广东台山建设这两种机组。 1压水堆核电厂系统构成 压水堆核电厂是以压水反应堆将裂变能转换为热能发电的,是目前世界上选用最多的堆型。压水堆核电厂是以高压欠热水作为慢化剂和冷却剂,一回路高压高温水通过蒸汽发生器使二回路水生成蒸汽送到汽轮发电机进行发电。图1.2-1为压水堆核电厂系统原理图。

核电厂通用机械设备之泵篇

核电厂通用机械设备之泵篇 一泵的概述 泵是将原动机的机械能转换成液体的压力能和动能从而实现流体定向运输的动力设备。泵在现代核电长的运行过程中,占有相当重要的位置,它是核电厂中应用较多的动力机械设备。在核电厂一、二回路及其核辅助系统和非核辅助系统中,只要有液体输送的地方,就离不开泵,泵所输送的液体有水、化学溶液、药剂、油类以及液态金属等。 如反应堆冷却剂回路的主泵、蒸汽回路中的主给水泵、凝结水泵、循环冷却水系统的循环冷却泵以及核与非核辅助系统的高、低压安注泵、上充泵、安全喷淋泵、辅助给水泵、设备冷却水、废液输送泵、核岛重要生水泵、常规岛冷却水泵、分离段疏水泵、辅助冷却水泵、主油泵、润滑油泵、生活上水泵等等。核电厂二回路如图一所示。 图一:核电厂二回路示意图 二核电站最常用泵的分类 与其他工业用泵一样,核电站最常用的泵按工作原理分类有叶片泵、容积泵和其它类型的泵,分述如下: 1.叶片泵: (1)离心泵:液体流出叶轮的方向与主轴垂直,或装有离心式叶轮的泵。 ①单极离心泵:单吸式离心泵;双吸式离心泵 ②多级离心泵 在田湾核电站中,这类多级泵有安全壳喷淋泵(低压安注泵,余热排除泵)、高压安注泵、大流量上充泵(转子芯包如图二所示)、主给水泵、辅助给水泵、凝结水泵以及蒸汽发生器排污泵等等。

图二:大流量上充泵的多级转子芯包 (2)轴流泵(固定叶片;可调叶片):液体流出叶轮的方向与主轴平行,或装有轴流式叶轮的泵。 (3)混流泵(蜗壳式;导叶式):液体流出叶轮的方向与主轴不垂直也不平行,或装混流式叶轮的泵。可作为大容量机组的循环水泵。 (4)旋涡泵:是一种特殊类型的离心泵,叶轮是一个圆盘,四周铣有凹槽的叶片成辐射状排列。 (5)屏蔽泵(离心泵的一种):在压水堆的冷却剂主循环泵即为屏蔽泵。 2.容积泵 (1)往复泵:活塞泵、隔膜泵、软管泵等 (2)回转泵:齿轮泵、滑片泵、螺杆泵等 3.其它类型的泵 (1)喷射泵 (2)真空泵 三泵的主要部件 下面以最常见的离心泵为例介绍泵的主要部件。离心泵的主要部件有叶轮、吸入室、 压出室、导叶、密封装置和泵轴等。可在图三中找到相应的主要部件。

核电站的结构

核电站的结构 核电站是怎样发电的呢?简而言之,它是以核反应堆来代替火电站的锅炉,以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的燃烧产生热量,来加热水使之变成蒸汽。蒸汽通过管路进入汽轮机,推动汽轮发电机发电。一般说来,核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异,其奥妙主要在于核反应堆。 核电站除了关键设备核反应堆外,还有许多与之配合的重要设备。以压水堆核电站为例,它们是主泵,稳压器,蒸汽发生器,安全壳,汽轮发电机和危急冷却系统等。它们在核电站中有各自的特殊功能。 主泵如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话,那主泵则是心脏。它的功用是把冷却剂送进堆内,然后流过蒸汽发生器,以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。 稳压器又称压力平衡器,是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时,起保持压力的作用;在发生事故时,提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统,当反应堆里压力过高时,喷洒冷水降压;当堆内压力太低时,加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。 蒸汽发生器它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水,并使之变成蒸汽,再通入汽轮发电机的汽缸作功。 安全壳用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去,以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时,安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一

般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。 汽轮机核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异,所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低,所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。 危急冷却系统为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故的发生,近代核电站都设有危急冷却系统。它是由注射系统和安全壳喷淋系统组成。一旦接到极端失水事故的信号后,安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水,喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。便可缓解事故后果,限制事故蔓延。 注: 核裂变是一个原子核分裂成几个原子核的变化。只有一些质量非常大的原子核像铀(yóu)、钍(tǔ)等才能发生核裂变。这些原子的原子核在吸收一个中子以后会分裂成两个或更多个质量较小的原子核,同时放出二个到三个中子和很大的能量,又能使别的原子核接着发生核裂变,使过程持续进行下去,这种过程称作链式反应。原子核在发生核裂变时,释放出巨大的能量称为原子核能,俗称原子能。1克铀-235完全发生核裂变后放出的能量相当于燃烧2.5吨煤所产生的能量。

核电站系统与设备复习资料

一回路部分: 1、了解压水堆核电厂的基本组成、工作原理、安全设计、环境保护,熟悉我国 各主要核电站的堆型、功率、发展战略等。 基本组成:核岛(NI)、常规岛(CI)、电站配套设施(BOP) 工作原理:一回路冷却剂循环:反应堆→蒸汽发生器→冷却剂泵→反应堆 二回路工质循环:蒸汽发生器→汽轮机→凝汽器凝→给水泵→蒸汽发生器安全设计:严格遵守核电站安全三要素:反应性控制、堆芯冷却和放射性产物的包容。采用了多道安全屏障和纵深防御的原则 环境保护:对核电厂的放射性进行热屏蔽、生物屏蔽;设臵放射性废物处理系统;严格遵守核废物处理的原则:分类处理,尽量回收,把排放量和放射性水平减至最小。 核电发展战略:坚持发展百万千瓦级先进压水堆核电技术路线,目前按照热中子反应堆—快中子反应堆—受控核聚变堆“三步走”的步骤开展工作。 2、掌握反应堆的基本结构、组成,各功能组件的组成、原理等;压力容器内冷 却剂的流动方向等。 基本结构:1、反应堆压力容器2、反应堆堆内构件3、堆芯4、驱动机构 组成:堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构 3、掌握RCP系统、各设备的主要功能、主要组成、重要特征参数、运行参数 等,自然循环的原理。 系统主要功能:1、热量传输2、中子慢化3、反应性控制4、压力控制5、阻止放射性物质扩散6、稳压器的安全阀起超压安全保护作用 系统组成:由反应堆和与其相连的三个环路组成,每条环路包含一台蒸汽发生器、一台主泵及相应的管道。一台稳压器是三个环路公用,经波动管连接在一环路的热管段上。

运行参数:系统运行压力14.7~15.7MPa(常用15.5MPa)——指什么地方压力?(稳压器汽腔压力)(1)反应堆进口冷却剂温度280~300℃(2)反应堆出口冷却剂温度310~330℃(3)反应堆进出口冷却剂温升30~40℃自然循环的原理:蒸汽发生器位置高于反应堆的位置,在蒸汽发生器中,冷(水)柱和热(水)柱之间的密度差为工质的循环提供驱动压头。使冷却剂能在无外力的情况下循环流动。 4、掌握RCV、REA、RRA的主要功能,系统组成、设计流程(管线),投入条 件,已经相互之间的连接关系,会看图分析。 1)化学和容积控制系统(RCV) 主要功能:是与核安全有关的系统之一;实现容积控制、化学控制和反应性控制。 流程:包括:、下泄回路、净化回路、上充回路、轴封水及过剩下泄回路、低压下泄管线、除硼管线。 组成:1、再生式热交换器-RCV001EX 2、下泄降压孔板-RCV001/002/003DI 3、下泄热交换器-RCV002RF(非再生式热交换器) 4、除盐器前旁路阀-RCV017VP 5、下泄控制阀-RCV013VP 6、除盐器前过滤器-RCV001FI 7、混床除盐器-RCV001、002DE 8、阳床除盐器-RCV003DE 9、三通阀-RCV026VP 10、容积控制箱-RCV002BA 11、上充泵-RCV001、002、003PO 投入条件:1、一回路冷却剂温度变化以及一回路冷却剂泄漏引起冷却剂体积波动导致稳压器液位偏离程控液位的整定值 2、冷却剂中的悬浮杂质、冷却剂的水质及放射性指标超过规定范围。 2)反应堆硼和水补给系统(REA) 主要功能:为化容系统贮存并供给其容积控制、化学控制 和反应性控制所需的各种流体。 (1) 提供除盐除氧含硼水,以保证RCV系统的容 积控制功能;(2) 注入联氨、氢氧化锂等药品,以保证RCV系 统的化学控制功能;(3) 提供硼酸溶液和除盐除氧水,以保证 RCV系统的反应性控制功能。 组成:一、补水回路 两个除盐除氧水贮存箱,两个机组共用 四台除盐除氧水泵,每个机组两台 两个化学物添加箱,每个机组一个 二、硼酸补充回路 一个硼酸溶液配制箱,两个机组共用 三个硼酸溶液贮存箱,每个机组各用一个, 第三个为共用四台硼酸溶液输送泵,每个机组两台 流程:正常补给管线、补水旁路管线、直接硼化管线、应急硼化管线、与换料水箱的连接管线 投入条件: 3)余热排出系统(RRA)

核电厂人员闸门主要结构的介绍与分析

核电厂人员闸门主要结构的介绍与分析 发表时间:2019-09-03T14:52:56.213Z 来源:《建筑模拟》2019年第30期作者:王亚飞吴有园 [导读] 核反应堆安全壳是核电厂防止放射性物质逸散到环境中的重要屏障,也是最后一道屏障。 王亚飞吴有园 海盐秦核新能设备检修有限公司福建省福清市 314300 摘要:核反应堆安全壳是核电厂防止放射性物质逸散到环境中的重要屏障,也是最后一道屏障。人员闸门作为安全壳钢衬结构的一部分,该设备的正常运行,对整个安全壳的以及整个核电厂的意义十分重大。本文主要针对核电厂人员闸门相关结构进行分析。 关键词:核电厂;安全壳;人员闸门;结构分析。 现如今,环境问题日益严重,核能作为一种清洁、高效的能源,对于环境保护有着重要意义。现我国处于核电发展的高速阶段,安全壳的整体密封性完成,保证核电厂安全显得尤为重要。人员闸门作为安全壳钢衬结构的一部分,其密封性及设备功能的正常对整个安全壳体有着重大的意义。人员闸门的主要功能有以下点:①在反应堆正常运行或热停堆时,供人员和小型设备进出安全壳,而不破坏安全壳的密封功能;②事故情况下,作为人员紧急撤离安全壳的出口;③在冷停堆时,闸门允许解除联锁,两个门可同时打开,作为人员和小型设备进出安全壳的通道;④在安全壳进行密封和强度试验时,作为加压/减压舱;作为第三道安全屏障的一部分,在LOCA 等设计基准事故或严重事故(SA)工况下承担防止放射性物质不可接受释放的功能。 人员闸门整体结构介绍: 人员闸门为钢制筒型结构,贯穿安全壳,筒体分为三节:位于安全壳内侧的“内筒节”;预埋在安全壳上的“贯穿筒节”和安全壳外侧的“外筒节”。贯穿筒节预埋在安全壳上且与安全壳钢衬里焊接。内、外筒节分别与贯穿筒节焊接。人员闸筒节两端设置门框,门框上铰接着起密封作用的门版。人员闸门的开启和关闭可通过电动或手动的方式由传动部件实现,门体开启方向为面向堆芯右开,门体位于堆芯侧,从而保证安全壳内部为正压时,门体处于压紧状态。 人员闸门的主要机械结构介绍 密封门 密封门由Q265HR 厚钢板制作,门上设置窥视窗,采用双道密封垫片密封。密封门通过铰链机构与门框连在一起。两个筒节端部上的密封门将筒体分隔出与安全壳内侧及外部空间相隔离的闸门舱室。窥视窗的密封性是由两道橡胶密封垫片保证。内筒节上为内门,外筒节上为外门,两个门均朝堆芯方向右旋打开。 分析:人员闸门密封门需保证强度、密封性以及抗辐射能力,所以选材上需全面考虑,选用了厚的Q265HR 钢板,因而门板的质量非常大,从而导致其在关闭过程中的惯性大。当门板从开位置到与密封门框接触时,巨大的冲击力会形成一个反弹力导致无法与密封门框紧密贴合。为了解决该问题,特别将门体关闭的速度进行了调节并设置了防反弹装置以保证其与门框紧密贴合。 铰链机构及门体开关传动机构 铰链机构包含内门、外门铰链机构,两部件结构一致。铰链机构的组成主要包括:转向器组件、张紧轮组件、铰链支座、门体支架及支撑组件。密封门以铰链轴为轴心朝堆芯方向旋转开启,反方向旋转关闭。铰链轴有上、下两组铰链,螺栓将门固定在门体支架组件上,门的全部重量通过门体支架组件、门体支撑组件作用于铰链轴。铰链轴两端装有滚子轴承,上轴承承受部分径向负荷,下轴承承受轴向负荷及部分径向负荷。铰链轴的上、下轴端通过铰链上支座、铰链下支座固定在门框上。铰链轴上同轴安装着一组链轮,将转向器输出的动力传递给铰链轴,实现门的开启和关闭。 门体开关传动机构布置在人员闸门舱体内部,通过支座固定在人员闸门筒体靠近铰链轴一侧的内壁上。电机两轴分别与内、外门铰链机构的转向器连接。其功能是通过电机为人员闸门门体的电动开启、关闭提供动力。同时,通过手轮、链轮及转向器机构,实现在安全壳外手动操作内门或在安全壳内手动操作外门的功能。 分析:人员闸门打开/关闭是通过传动机构带动铰链机构进而实现门体的打开/关闭。该功能的实现均可通过手动、电动两种方式来实现。在闸门中间舱以及闸门内外有三个控制台均可单独对开关机构的电机进行控制从而控制门体的打开及关闭;也可通过内/外筒节上的手轮对门体进行手动的打开和关闭。 锁紧机构 锁紧机构主要由齿轮组件组成,该组件是门锁紧机构最重要的部件,齿轮组件实现两个功能: (1)通过手轮轴齿轮、传动轴以及各齿轮组件实现改变传动比; (2)通过齿轮组件、拉杆组件、轴件等实现门销的同步插入和拔出。内门、外门锁紧机构结构基本一致。 基本结构功能 门体锁紧传动机构布置在人员闸门舱体内部,通过支座固定在人员闸门筒体与门体开关机构相对的另一侧。电机的两轴分别为人员闸门内/外门的电动解锁/锁紧提供动力。同时,通过手轮、链轮及转向器机构,实现在安全壳外、安全壳内及闸门舱体内均能手动操作内门/外门解锁/锁紧的功能。 分析:锁紧机构的主要功能是控制锁紧门销的插入和拔出,从而将密封门锁紧或解锁。在锁紧阶段时,门销压紧门体从而保证了门体的密封功能。从某种方面来说,锁紧解锁功能的正常运行是闸门密封的重要保证。 人员闸门的联锁及压力平衡机构 基本结构和功能 人员闸门的联锁及压力平衡机构主要由压力平衡机构和联锁机构两部分组成。内、外门各设置一套,基本结构一致。 压力平衡机构主要包括三个机械部件:①平衡阀驱动部件,包括平衡阀驱动轴和平衡阀驱动转臂,由平衡阀驱动轴带动驱动转臂转动,进而开启压力平衡阀;②平衡阀部件,由平衡阀阀体和平衡阀动作转柄组成,其功能是通过平衡阀动作转柄转动打开平衡阀阀体,使得人员闸门两侧空气相通,达到人员闸门两侧压力平衡的目的;③压力平衡管路部件,包括压力平衡回路和管道支架两部分,压力平衡回路可作为压力平衡阀的密封检测通道,管道支架对平衡阀管路起支撑作用。人员闸门解锁前,压力平衡阀打开,使得闸门两侧空气相通,

核电厂系统与设备 复习题

一、词汇简写与翻译 1、聚变fusion 裂变fission 2、安全壳Containment Structure 3、包壳Cladding 4、控制棒Control Rods 5、压力容器Reactor Vessel 6、汽轮机Turbine 7、冷凝器Condenser 8、RCP反应堆冷却剂泵Reactor Coolant Pumps 9、SG 蒸汽发生器Steam Generator 10、SFR 钠冷快堆系统Sodium Cooled Fast Reactor System 11、LFR铅冷快堆系统Lead Alloy Cooled Fast Reactor System 12、GFR气冷快堆系统Gas Cooled Fast Reactor System 13、VHTR超高温堆系统Supercritical Water Cooled Reactor System 14、MSR熔盐堆系统Molten Salt Reactor System 15、RPV 反应堆压力容器Reactor Pressure Vessel 16、IAEA 国际原子能组织International Atomic Energy Agency 17、EPR 欧洲压水堆European Pressurized Reactor 18、ABWR先进的沸水反应堆Advanced Boiling Water Reactor 19、PWR 压水堆Pressure Water Reactor 20、BWR沸水堆Boiling Water Reactor 21、CEFR 中国实验快堆China Experiment Fast Reactor 22、DOE 美国能源部Department of Energy 23、NRC 美国核管理委员会Nuclear Regulatory Commission 24、CNNC 中国核工业集团总公司The China National Nuclear Corporation 25、CGN 26、CSS安全壳喷淋系统Containment Spray System 27、RCS 反应堆冷却剂系统Reactor Coolant System 28、OBE 运行基准地震Operating Basis Earthquake 29、DBA 设计基准事故Design Basic Accident 30、QA质量保证Quality Assurance 31、ASME美国机械工程师协会American Society of Mechanical Engineers 32、CVCS化学和容积控制系统Chemical and Volume Control System 33、RBWM/REA 反应堆硼和水的补给系统Reactor Boron and Water Make up 34、RHR 余热排出系统Residual Heat Removal 35、CCWS/RRI 设备冷却系统Component Cooling Water System 36、ESWS/SEC 重要厂用水系统Essential Service Water System 37、PTR 反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统Reactor Cavity and Spent Fuel Pool Cooling and Treatment 38、WTS 废物处理系统Waste Treatment System 39、热管段:hot leg 冷管段:cool leg 40、PPM 百万分之一Parts Per Million 41、RX:安全壳厂房 KX:燃料厂房及换料水池 1.核能在人类生产和生活中的应用的主要形式是核电。 2.压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统、蒸汽和动力转换系统、循环水系统、发电机和输配电系统

论核电机械设备的维护方法

论核电机械设备的维护方法 发表时间:2018-10-01T09:56:42.773Z 来源:《电力设备》2018年第16期作者:马新春 [导读] 摘要:核电机械设备对于核电企业而言是保证核电系统的正常运转的重要设备,对机械设备的维护对于核电企业而言是至关重要的。 (中电华元核电工程技术有限公司烟台分公司山东省烟台市 265100) 摘要:核电机械设备对于核电企业而言是保证核电系统的正常运转的重要设备,对机械设备的维护对于核电企业而言是至关重要的。本文从核电机械设备维护的必要性开始论述,并提出了核电机械设备的维护方法,希望给后续研究提供一定的参考。 关键词:核电机械设备;必要性;维护方法 核电的应用对于我国节能减排的政策有着很大的帮助,核电发电主要依赖于核能源来产生电能。因此核能发电从可持续环保的途径而言,在具有极高的经济效益的同时环境保护和清洁能源有着很大的助力。因此,大力发展核电等清洁能源,对于确保核电厂设备的正常运转在保障核电工厂的安全运行的同时为人们的生产生活提供大量的能源有着重大意义。所以在核电工厂大力发展高新技术的同时,也应当保证设备的良好运行,对于服役时间长久的设备进行定期的维护,也是核电工厂工作重心之一。而当下,核电技术不断的趋于完善,核电机械设备也想着智能的方向发展,因此要求核企业对核电设备的管理上投入足够的精力,最终保证核企业达到高效安全的工作目标。 一、核电备维护的概念和重要意义 机械设备的维护是对于核电机械的寿命延长的一种预防措施。 核电机械设备的维护是保持核电设备处于良好状态的重要措施。当核电机械设备出现故障的时候,如果能够及时对设备进行维护,使得核电机械设备能够最大程度发挥机械设备的效应,从而提高核电企业的生产效益。在日常工作中,管理人员通过对机械设备进行机械零件的润滑、牢固以及清洁,降低机械在磨损阶段的磨损率,最终能够使得核电机械设备延长其寿命。 在核电设备的使用过程中,核电机械设备由于缺乏维护保养或者维护保养不当而引起的设备腐蚀、磨损、绝缘体损坏等安全隐患问题便大量涌现。而在日常的维护工作中,对于核电机械设备的维护也大多是针对于临时机械故障的维修和紧急检修,因此对于当前核电设备的维护主要针对的是设备的安装和调试。但是对于核电机械设备的维护保养没有全面开展落实到位。出现这种状况的原因与很多种,其中设备安装的工程需要保证进度以此来保证核电企业的经济效益。同时,由于起步较晚等原因,我国在对于核电设备的专门维护调试上缺乏专业的技术力量。并且由于前期设备的购入,核电企业往往投入了巨额资金,而这些设备的保养维护也往往需要大量的资金,大部分核电工厂为了节省资金开支,从而忽略了设备的后期维护上。而核电的设备维护运营单位在培养维修人员的重心缺乏一定的技术平衡,在核电设备维护技术上主要针对的是机械设备运行阶段上的故障解决,但是对于设备的定期日常维护却缺乏一定程度的认识,并非因此从人员配备上核电机械设备维护保养重心也是不足的。 二、核电机械设备的维护方法 根据调查显示,不同核电企业因为实际的经营情况不同,对于核电设备的维护重点也是不同。因此核电设备的维护并非是一成不变的,企业需要根据机械设备投入年限,使用情况来决定维护措施。通过采用适合机械的维护手段,能够使得核电站设备的服役年限和工作寿命,同时也为核电站的安全提供一定程度的保障,降低事故发生几率。另外需全面开展对于核电设备的观测和记录,通过监测核电设备的工作状况来判断设备是否需要维护,保证核电设备高效运行。 对于核电设备的日常维护内容包括清理、紧固、调试、润滑、防腐具体为: (1)清理。在核电机械设备的使用中,难免会因为沾染油污灰尘而导致设备故障。因此需要对于即可设备的各个零件进行清理擦拭,保持机械无油污、灰尘附着。举例而言:一些设备发动机的燃油、机油等的滤清器需要按照规程进行清洁维护,以免杂物侵入设备的内部,减少设备零件磨损。 (2)紧固。在机械设备的运行中容易因为使用时间长久而发生零件的松动滑落。因此在设备的使用中,为了避免零件的滑脱,需要定期对机械设备的螺栓等连接件进行加固。因此为了防止设备在工作时因为零件滑脱产生故障,造成设备隐患,给核电生产带来隐患。 (3)调试。由于核电设备相比其他类型的电力设备要具有更高的复杂性和精密性。所以设备在工作过程中要不断进行校对调整。例如零件螺母之间链接是否紧密,管道压力水流控制以及一些仪表参数等需要定期进行调整。由于部件之间的相互配合是及其精密的特别很多设备的运行关键时依赖于零部件之间的衔接。因此对于仪表设备等组合零件的调试是主要维护措施之一。 (4)润滑。由于设备之间存在转子之类的磨合零部件,因此核电机械设备出现磨损也是引发故障的诱因之一。对于零件的磨损,可以借助润滑剂和润滑油来减少零件之间的摩擦。以此来延缓设备的磨损。 (5)防腐。由于核电工厂车间的密闭性和空气湿度的问题,再加上机械设备本身大多为金属材料,因此肯定存在核电设备发生腐蚀的现象。所以针对于核电设备,要做到防潮、防锈。在设备的运行中要防止设备接触酸性物质,以防腐蚀现象破坏设备的零件,造成设备的寿命终止。因此对于设备的外表进行防腐是及其重要的。因此在机械外表进行防腐是至关重要的。通过对于设备的外表防腐来杜绝设备从根源上的腐蚀。 除此之外,除了借助上述工作手段对于核电设备进行维护外,在试运行时期,设备投入初期、冬夏温度较为极端等情况下也要进行专门的保养,如防冻等处理。具体为: (1)设备初期试运行时期。在核电设备投入使用的初期,或经过整体维修之后的重新运行时,应当对设备进行严密的保养维护工作。因此需要对于设备投入磨合期进行一定程度上的保养。以此来了解机械设备的运行情况,并为后续设备的使用和维护提供一定程度的技术参考,和制定适合于设备本身的保养方案。 (2)极端季节温度变化的维修保养。核电机械设备夏季高温和冬季严寒的情况下,由于极端温度的原因,部分零件的故障可能性会大大增加。因此按照规定的必须进行的针对于季节更替的防暑、防冻保养。以免因为气候温度的原因给核电机械设备的运行造成隐患。而设备的保养一般在每年的5月初或10月上旬开展。 (3)暂停保养。暂停保养以清洁、紧固、调整、润滑、防腐为重点,具体内容要根据核电机械设备的型号、设备状况、当地的气候条件以及实际需要而确定。 因此设备维护和维修是同样重要的。而核电设备的保养需要专业的工作人员进行操作,并且在保养之后由设备管理部门进行验收。

数控刀具和量仪技术在风核电设备制造业中的应用现状分析

数控刀具和量仪技术数控刀具和量仪技术在风在风在风核电设备制造业中核电设备制造业中核电设备制造业中的应用现状分 的应用现状分析 “十一五”期间,我国制造领域国家优先发展的重大专项中包含了能源、汽车、航空航天以及交通运输等有关国计民生的重要领域,而这些行业重大装备制造中所涉及到的典型、关键零件的特点是:大、重、复杂、精密,其中新型难加工材料(如硅铝合金、钛合金、高强度耐热钢、碳纤维及复合材料等)的切削加工占据了相当大的比重。这给数控切削加工技术和数控切削机床装备提出了新的课题,也对数控刀具和数字化测量技术和量具量仪提出了新的要求和挑战,提供了新的发展机遇和舞台。当前我国数控刀具和仪器的发展落后于数控机床的发展,已经成为阻碍我国数控切削技术和数控切削机床发展的瓶颈,改变现状刻不容缓。为了更清晰、真实的了解数控机床用刀具和量仪在我国重大机械装备制造业中的需求和应用现状,尤其是为了进一步明确在关键零部件切削加工中,国产数控刀具和量仪的现状及其与国外先进技术和产品的差距,以便有助于客观、科学的确认:在“十一五”期间及今后一段时间内,我国工具行业在数控刀具和数字化测量仪器领域的攻关方向和目标,2008年6月,作者有幸参加了由中国机床工具工业协会组织的、对核电风电装备制造业及工具制造业部分厂商的调研,对我国数控刀具和量仪在国家重要机械装备制造业中的现状和发展有了更深刻的感受。 能源装备制造业,尤其是清洁能源如核电、风电设备制造业近年发展迅猛。发电设备中一些典型关键零部件如汽轮机叶片、转子轮槽以及汽轮发电机转子嵌线槽等的切削加工,由于被加工材料属于耐热高强度合金钢、不锈钢等难加工材料,切削量大,切削负荷重,对数控刀具的切削性能,诸如高温红硬性、弯曲剪切强度、抗磨损性、抗粘接性、摩擦系数等有很高的要求。与此同时,高精度复杂型面的切削对数控刀具本身的精度也提出了更高的要求。因此,这些发电装备典型零件的加工和检测,在一定程度上代表并反映了先进切削技术及先进数控刀具、先进数字化测量技术及测量仪器的最新成果和水平,备受工具制造行业的关注。此外,调研所见到的高精度、大规格风电增速传动箱齿轮成形加工和测量,以及传动滚动丝杆硬切削成形加工等新技术也给人留下了深刻印象。 1.汽轮机叶片型面的数控切削加工 当今,汽轮机叶片五轴联动数控切削加工工艺已得到广泛应用。汽轮机叶片数量大、规

山东核电设备制造有限公司危险作业安全管理制度(最新版)

When the lives of employees or national property are endangered, production activities are stopped to rectify and eliminate dangerous factors. (安全管理) 单位:___________________ 姓名:___________________ 日期:___________________ 山东核电设备制造有限公司危险作业安全管理制度(最新版)

山东核电设备制造有限公司危险作业安全管 理制度(最新版) 导语:生产有了安全保障,才能持续、稳定发展。生产活动中事故层出不穷,生产势必陷于混乱、甚至瘫痪状态。当生产与安全发生矛盾、危及职工生命或国家财产时,生产活动停下来整治、消除危险因素以后,生产形势会变得更好。"安全第一" 的提法,决非把安全摆到生产之上;忽视安全自然是一种错误。 第一章总则 第一条目的 为了加强公司各类危险性作业活动的安全管理,防止事故的发生,根据国家行业标准《企业安全生产标准化基本规范》及《冶金等工贸企业安全生产标准化基本规范评分细则》、《机械制造企业安全生产标准化评定标准》,特制定本管理制度。 第二条适用范围 1.本制度适用于公司的各部门、各单位。 2.在公司管辖范围内从事危险性作业的外委施工单位、承包单位、供货单位等相关方。 第三条定义 1.危险作业指在生产或施工区域内进行的起重吊装、有限空间、临时用电作业、特殊物项运输、恶劣天气时室外作业、危险区域动火

作业、高处作业、工业管道抽堵盲板作业、交叉作业、动土作业、射线探伤、高温作业、脚手架搭设、狭小空间的焊接打磨、其他危险区域的危险作业等作业项目。 2.动土作业:因工程需要在公司内进行的地面开挖、掘进、钻孔、打桩、爆破等有可能影响地下设备、管道、电缆及临近装置、建(构)筑物安全的作业。 3.断路作业:生产区域内的交通道路上进行施工或吊装吊运物体等影响正常交通的作业。 4.特殊物项运输:指公司承担的车货总长度大于14米或宽度大于3.5米或高度大于3米或质量在20吨以上的大件进行的厂外运输;厂内单次利用厂内机动车辆运输5个以上气瓶等易燃易爆物品;厂区内部各种车辆的超速行驶;其他情况特殊的厂内运输。 5.恶劣天气室外作业:超过六级以上的台风、暴风雷雨、暴雪、大雾、室外气温在零下10度以下的作业(吊装不允许进行)。 6.射线探伤:指在室外、生产车间或安装现场用手提式或移动式γ射线探伤机、X射线机进行探伤的作业及其他利用放射性同位素装置进行的放射性作业。 7.高温作业:指工作地点具有生产性热源,当室外实际出现本地

核电厂系统与设备一回路复习题

核电厂系统与设备一回路复习题 绪论 简述压水堆核电站基本组成及工作原理?基本组成:以压水堆为热源的核电1、 站。主要由核岛()、常规岛()、电站配套设施()三大部分组成。 工作原理: (一)工作过程:核电厂用的燃料是铀235。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能,再用处于高压力下的水(冷却剂)把热能带出,在蒸汽发生器内产生蒸汽,蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转,电就源源不断地产生出来,并通过电网送到四面八方。 一回路冷却剂循环:反应堆蒸汽发生器冷却剂泵反应堆二回路工质循环:蒸汽发生器汽轮机凝汽器凝、给水泵蒸汽发生器 (二)压水堆核电站将核能转变为电能的过程,分为四步,在四个主要设备中实现的。 1、反应堆:将核能转变为热能(高温高压水作慢化剂和冷却剂); 2、蒸汽发生器:将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的给水,使其变为 饱和蒸汽,在此只进行热量交换,不进行能量的转变; 3、汽轮机:将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能。 4、发电机:将汽轮机传来的机械能转变为电能。能量传递过程为:裂变能→热 能→传递→机械能→电能。 厂房及房间的识别符号如何定义?(P 3-5 )厂房的识别定义:厂房的识别一般用3 个符号来表示。第一个符号为数字,表示机组识别,即该厂房是属 2、

于那个机组的,或两个机组共用的,还是不属于任何机

表示该设备属于哪台机组,哪个系统。后 5 个符号为设备组符号,表示是什么设 备及设备的编号。 (L —字母, N —数字) 第一章 1、压水型反应堆由哪几大部分组成? 反应堆由堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构等四部分组成。 2、控制棒组件按材料和功能各如何分类?其作用如何? 控制棒组件按材料分类: ( 1)黑棒组:由 24 根吸收剂棒组成,吸收能力强; (2) 灰棒组:由 8 根吸收剂棒和 16 根不锈钢棒组成,吸收能力弱。采用一部分灰棒 束控制组件是为了使功率分布均匀,避免局部中子注量率畸变过大。 按在运行中的用途分类: 控制棒组件可分为功率调节棒、 温度调节棒和停堆棒三 类,每类又分为若干组。 正常运行时, 功率调节棒位于机组功率对应的棒位高度, 用于调节反应堆功率; 温度调节捧在堆芯上部一定范围移动, 用于控制冷却剂温 度的波动;停堆棒用于事故紧急停堆,正常运行时提出堆外。 3、可燃毒物和中子源组件的功能是什么? 可燃毒物功能: 新堆第一次装料的后备反应性过大, 为了保证慢化剂温度系数为 负值,其硼浓度又不能过高,所以装入 66 束具有较强吸收中子能力的可燃毒物 组件。他们在第一次换料时全部取走。 中子源组件功能: 用于在反应堆启动时产生一定的中子通量密度水平, 使堆外3、 组,而是属于工地系统的,第二、三个符号为两个英文字母,其中第一个字母表 示厂房,第二个字母表示该厂房之区域。 房间的识别定义: 房间的识别一般用三个数字符号来表示, 第一个数字表示楼层, 第二、三个数字表示房号。 设备的识别符号如何定义? 设备识别用 9个符号来表示。这 9个符号又 分为两个大组,前 4 个符号为功能组符号,

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