“AP1000核岛关键设备设计技术研究” 课题预验收

http://www.hm.hc360.com2013年09月10日09:27 来源:中国一重报T|T

  近日,国家核电技术公司重大办组织中国机械工业联合会、国家核电专家委等方面专家,对大型先进压水堆核电站国家科技重大专项——AP1000核岛关键设备设计技术研究课题进行了预验收。根据 《大型先进压水堆核电站重大专项项目(课题)技术预验收管理办法》,综合课题预验收专家组意见及课题资料修改完善情况,国家核电技术公司同意此课题通过预验收。作为此综合课题联合攻关的协作单位,我公司承担的子课题——“AP1000反应堆压力容器堆焊管座性能研究”一并顺利通过预验收。

  发展AP1000非能动压水堆第三代核电技术,通过引进、消化、吸收和再创新,建立自主品牌,实现先进核电技术的自主设计、自主制造、自主建造和自主运营,是我国核电发展坚定不移的战略目标。AP1000核岛关键设备设计技术研究课题是大型先进压水堆核电站国家科技重大专项科研课题之一,包括“AP1000反应堆压力容器及一体化堆顶组件设计技术研究”、“AP1000堆内构件设计技术研究”等8项子课题,由上海核工程研究设计院、中国核动力研究设计院、中广核工程有限公司、中国一重等多家单位联合承担。

  为加快推进大型先进压水堆核电站重大专项的实施,本着“优势融合,协同创新,共同发展”的原则,该课题的责任单位上海核工程研究设计院与我公司就“AP1000反应堆压力容器及一体化堆顶组件设计技术研究”子课题达成开发协议,根据国家重大专项项目任务合同书的要求,按照既定的试件制作、试验要求和验收指标,开展AP1000反应堆压力容器堆焊管座性能研究。

  压水堆一回路系统的工作条件包括温度、压力、腐蚀、辐照、放射性和寿命等要求,因而对材料、焊接与制造质量要求极高,为满足强度、耐蚀、重量、性能与其它部件的连续及经济性等综合要求,反应堆一回路容器内壁及贯穿件驱动管座内均覆盖有厚度不等的不锈钢或镍基合金耐蚀衬里,以具有足够的对一回路水质的抗腐蚀能力。按AP1000的设计要求,反应堆压力容器管座采用堆焊成型结构,此堆焊结构可认为与反应堆压力容器母材的性能相当,并且此压力边界堆焊结构不要求进行在役检查。因此,对此堆焊结构的性能与反应堆压力容器母材的性能进行对比研究,为设备的可靠运行和安全评审提供支持就非常必要。课题推进过程中,我公司科研人员着手模拟产品工艺堆焊管座试验件,采用与AP1000产品接管堆焊管座一致的焊接工艺、焊接设备、焊接规范参数、热处理制度进行管座堆焊试件焊接。他们凭借以往核电产品焊接及热处理积累的丰富经验,克服了堆焊量较大、焊道排布及层间搭接的要求很高、需中间热处理和最终热处理等困难,根据现有设备条件,制订了切实可行的课题实施方案,合理安排试验试样加工,对驱动管座堆焊层室温和高温拉伸性能、断裂韧性、疲劳性能开展了严谨有序的实验研究,掌握了与堆焊成型结构有关的大量第一手试验数据,并与反应堆压力容器母材的性能进行对比研究,最终验证了堆焊成型结构性能与母材性能相当,可以替代原有采用母材对接的形式,且无需提供在役检查试块进行在役检查,减少了干扰因素,为设备的稳定运行提供了坚实的保障,为后续AP1000压力容器的顺利制造提供宝贵的经验。

  以中国机械工业联合会隋永滨为首的验收专家组分别听取了汇报,通过提问、质疑、认真讨论、独立打分和评议,认为本课题全面完成了合同任务书规定的研究内容、任务目标,并达到了技术指标。通过8个子课题的实施,形成了关键设备的自主设计能力,建立了相应的设计平台,为AP1000关键设备自主化、标准化和CAP1400创新设计奠定了基础。本课题取得了一系列的重大科技成果,已经在AP1000核电站依托项目及后续机组上得到了应用。预验收资料完整,内容翔实,符合预验收要求。同时,通过课题攻关,培养了一批专业齐全、技术过硬、核文化意识强、有责任心的人才队伍,为中国核电产业的自主发展奠定了基础。目前,课题相关协作单位正进一步沟通协调,梳理专利、报告等成果内容,修改完善课题验收资料。

责任编辑:张跃乾

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