选择特殊符号
选择搜索类型
请输入搜索
压水堆压力容器由筒体、顶盖、接管、O形环以及螺栓螺母等部件组成。压水堆压力容器采用锰—钼—镍系列低合金钢作母材(见反应堆压力容器材料),内壁和冷却剂接触处均堆焊3~6mm厚的不锈钢或镍基合金衬里(见图)。筒体由筒身段以及法兰—接管段焊接组成,底封头呈球碟形。在容器底封头设置中子注量率测量管的接管座;也有不设在底封头的结构。对筒身段,采用钢板卷焊或整体锻制的加工制造方法,整体锻制方法可避免壳体上出现纵向焊缝,并使上、下两端的环缝远离堆芯,从而减少对筒身段焊缝的辐照。在筒身段内壁下方焊有4个吊篮支承块,起防止吊篮转动和对中定位作用。堆芯冷却剂的进出口接管与压水堆压力容器筒体的法兰接管段焊接。接管一般位于同一平面且高于堆芯,这样,在发生失水事故时,堆芯仍能被硼水淹没。在筒体法兰上开有一定数量的螺孔和设置定位键,用于筒体法兰与顶盖法兰间的连接和定位。顶盖为球碟形,顶盖上设有控制棒驱动机构、堆芯测量、水位测量和放气管的接管座。接管的一端通过螺纹或冷装方式嵌入封头孔中,然后再在封头内壁用镍基合金焊封。顶盖外壁焊有3个立柱管式吊耳,用于顶盖的吊装。顶盖法兰内表面和筒体法兰连接处设两道O形环(其间设有泄漏监督孔道),拧紧螺栓使顶盖和筒体法兰密封。
包容堆芯核燃料、控制部件、堆内构件和反应堆冷却剂的钢制承压容器,是一次冷却剂系统的重要设备。反应堆运行时,堆内核燃料释放出的热量,由一次冷却剂导出压水堆压力容器。压水堆压力容器在高温高压和经受中子辐照的情况下,在反应堆30~60年寿期内,应能安全地工作。压水堆压力容器是核电厂中的重型设备,质量大,外形尺寸较大。如,对于电功率1000MW的核电厂,其高约13m,内径4~5m,壁厚24cm,质量约400~500t。因此,其加工制造技术难度大,制造周期为1.5~2年。
包括①辐照监督管:用于监督整个寿期内反应堆压力容器材料和焊缝(包括焊缝金属及热影响区)的辐照脆化倾向的装置。一般设6~8根,位置紧靠吊篮外壁。装置内设压力容器母材及焊缝金属的力学试样以及测温元件和快中子注量探测片等。②螺栓拉伸器:使反应堆压力容器的螺栓均匀拧紧或松开的专用设备。③支承件:用于按规定的位置将反应堆压力容器支承在反应堆厂房建筑物构件上的部件。压力容器的接管或压力容器筒身外壁上焊接的支座都是用于支承的连接件。④保温层:用于减少反应堆压力容器散热损失的部件。压水堆压力容器的筒身和封头保温层为不锈钢箔制的反射式保温层。
对压力容器结构设计的第一个要求,就是方便制造。因为只有制造过程简单易行"才有利于保证容器的质量"避免或减少制造过程中可能产生的缺陷;压力容器结构设计的第二项要求,是方便无损检查。因...
分类概述,压力容器的分类方法很多,从使用、制造和监检的角度分类,有以下几种。(1)按承受压力的等级分为:低压容器、中压容器、高压容器和超高压容器。(2)按盛装介质分为:非易燃、无毒;易燃或有毒;。(3...
压力容器规程:《固定式压力容器安全技术监察规程》、《移动式压力容器安全技术监察规程》、《超高压容器安全技术监察规程》、《简单压力容器安全技术监察规程》、《非金属压力容器安全技术监察规程》 压力容器标...
核电厂服役期间,需进行定期检查,以确保压水堆压力容器是在具有完整性和可靠性的情况下工作的。检查的间隔从初始起动3年后为第一次,以后隔7年和再隔13年各检查一次。也有每隔10年进行一次检查的。检查主要着重于焊缝、堆焊层、密封面和螺栓等重要部位。采用专用设备进行检查。查出的缺陷按规定标准进行评定,若缺陷超过允许值可以进行修理。
压水堆核电站反应堆压力容器材料概述
压水堆核电站反应堆压力容器材料概述 李承亮 ,张明乾 (深圳中广核工程设计有限公司上海分公司 ,上海 200030 ) 摘要 反应堆压力容器是核电站重要部件之一 ,综述了反应堆压力容器材料的发展历程 、性能要求 、在役辐照 脆化 、制造现状等 ,指出 A508 2Ⅲ钢具有优良的焊接性 、较高的淬透性和抗中子辐照脆化性 ,并具有良好的低温冲击韧 性和较低的无延性转变温度等优点 。分析了该钢的化学成分 、制造工艺与性能之间的关系 ,对反应堆压力容器材料 国产化的实现与未来发展方向的指引有一定的参考作用 。 关键词 压水堆核电站 反应堆压力容器 材料 辐照脆化 Overview of Reactor Pressure Vessel Steel in PWR Nuclear Power Plant s L I Chengliang , ZHAN G Mingqian (Shangha
压水堆核电站反应堆压力容器焊接关键工艺改进
核电厂反应堆压力容器(RPV)是反应堆冷却剂压力边界的重要组成部分,是封闭放射性物质的主要屏障之一,其内部安装反应堆堆芯、堆内构件以及为控制安全运行所需的测量元件或组件。由于设计要求严格,对核电厂建设进度与安全运行具有重要影响,有必要结合实际制造经验,分析和总结RPV关键工艺环节,研究改进方案,提升产品质量与制造效率。介绍了AP1000,M310等核电机组RPV大面积不锈钢堆焊、径向支承块焊接、J形坡口焊接、Ω焊缝密封焊、接管-筒体对接焊等关键工序的制造经验,分析了工艺难点,提出了改进方案。
《压水堆压力容器选材原则与基本要求(GB/T 15443-95)》由中国标准出版社出版。