核电站主管道自动焊三维测量与组对技术的研究
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管道弯管工艺在核电站的应用分析摘要:核电站各工艺系统主要由设备和管道组成,各种流体输送均需要通过管道实现,因此,管道在维持核电站安全中起着不可替代的作用。
管道布置设计过程中,由于系统需要、空间布局以及热膨胀、柔性设计等原因,经常需要改变管道的走向,具体可通过采用弯头或弯管实现。
弯道弯管是管道制作加工过程中的一种常见工艺,与弯头相比,具有减少管道总焊缝、降低振动、流阻小等优点,有利于保证施工质量,降低施工成本,提高核电站的安全性和经济性。
本文对管道弯管工艺在核电站的应用做了简单的探讨,以供相关人员的参考。
关键词:核电站;管道;弯管1、弯道弯管工艺原理弯道弯管的制作工艺分为热弯与冷弯弯道弯管,国内普遍采用的热弯道弯管实质上是感应加热弯道弯管,通过预先测量找出管子加热点,利用高频电源对管子圆周方向狭窄带进行加热,使弯道弯管温度上升到t≥(tc-56)℃的条件下,将管子缓慢匀速向前推进,弯矩作用到管子加热区域使管子沿着预先设定的轨道弯曲,形成具有一定曲率半径和角度的弯道弯管,角度和半径可在管子加热前预先调节好胎具。
冷弯道弯管的制作程序是在t<(tc-56)℃的条件下,将管子沿着胎具缓慢进行拖拽,形成一定的曲率半径和角度,制作过程中不需要加热,不会改变材料的组织结构,具有节约能源等优点。
与弯头结构相比,弯管工艺的应用优势体现在以下几点:第一,在管道设计中,弯头的两端需要进行焊缝施工,而应用弯管设计能够减少焊缝数量,有利于降低管道焊接成本,此外,管道焊缝区域也是管道缺陷的高发区域,容易出现裂痕,因此,利用弯管工艺减少焊缝也是提高管道安全性的重要手段;第二,弯管结构具有较大的曲率,能够使得管道内部流体的运转速度提升,并且能够有效减少流体在改变流动方向时对管道内壁造成的冲击,进而避免了冲击力过大引发管道振动的问题,同时,管道弯曲部分与弯曲半径在应力系数方面呈正比关系,弯头结构与弯管结构相比较,产生的应力系数较大,因此为了降低管道弯曲部分的应力系数通常采用弯管工艺结构,进一步优化管道系统的应力分布;第三,一般情况下,管道内部的流体匀速流动对管道阻力要求较小,利用弯管工艺能够进一步减小管道内部阻力,有利于核电站运营效益的提高,同时参考管道设计的相关规范,90 度弯头局部阻力系数为 0.25,而 90度弯管局部阻力为0.20,更加有利于管道弯曲结构阻力的降低。
核电站主管道焊接质量控制摘要:本文针对核电站主管道焊接施工的特点及难点,从前期施工文件准备、施工组织机构设置及人员培训、焊接工艺评定,到现场焊接施工活动的质量控制,焊接变形的趋势及控制措施等方面进行阐述,为同类工程焊接质量控制及管理提供经验或参考。
关键词:复合钢管道;焊接;热处理;变形;质量控制一、概述核电站一期工程是我国首次引进的两台由俄罗斯设计并供货的AES-91型1000MW压水堆核电站,与国内已建压水堆核电站在设备结构和选材上有较大的不同。
就主回路系统来说,它由四条并联到反应堆压力容器的传热环路组成,每条环路现场安装焊口为9个,四条环路共计36个焊口,参见下图1。
主循环回路管道(以下简称“主管道”)采用复合钢材料(合金钢基层+奥氏体不锈钢堆焊层)制成,规格为ф990×70mm,在国内核电建设中尚属首次,与其它电站主管道采用的奥氏体不锈钢相比,其焊接工艺要复杂得多,加之各主设备接管口的材质各不相同,因此核电站主管道焊接及热处理工艺的复杂性和特殊性为其所独有。
(一)、结构材料根据焊接接头基层材料的不同,核电站主管道安装焊口可分为三种不同的焊接接头形式:一种是压力容器接管与主管道之间的焊接接头(图1中焊缝编号N1、N4,简称“Ⅰ型”),一种是蒸汽发生器集流管与主管道、主管道与主管道之间的焊接接头(图1中焊缝编号N3、N9、N2、N5、N8,简称“Ⅱ型”),另一种是主泵接管与主管道之间的焊接接头(图中焊缝编号N6、N7,简称“Ⅲ型”)。
各类型焊接接头基层材质为:Ⅰ型:压力容器接管为15Х2НМФА(15Cr2NiMoVA),主管道10ГН2МФА(10MnNi2MoVA);Ⅱ型:蒸汽发生器集流管及主管道均为10ГН2МФА(10MnNi2MoVA);Ⅲ型:主泵接管为06Х12Н3Д(06Cr12Ni3Cu),主管道侧为10ГН2МФА预堆边(堆焊坡口ЦЛ-51焊条)。
除主泵接管材料为单一材质外,其它均为复合钢材料,即在基层材料内表面堆焊有奥氏体不锈钢复层04X20H10Г2Б(04Cr20Ni10Mn2Nb),复层厚度约为4-6mm。
◎刘成长输管道三维测绘技术及应用研究(作者单位:湖南和仁测绘服务有限公司)长输管道在我国油气输送工作当中所起到的作用非常关键,由于石油与天然气物质具有较强的易燃易爆性质,如果在管道运输过程中产生失效出现泄漏问题,会造成非常严重的爆炸事故所造成的危害和损失不可估量。
对于油气长输管道而言,在实际应用过程中必须要充分做好检测工作,内检测技术是长输管道检测工作当中非常重要的技术方法,在管道内部检测技术的使用过程中,测量工作精度和定位精度是评价管道检测仪器设备的重要影响因素,因此必须要充分做好管道缺陷信号的精确定位工作,实现对管道线路的缺陷全面修复。
一、管道三维测绘工作原理分析通过管道三维测绘技术的有效应用,可以通过管道内检测设备作为测绘载体,将测绘工作单元直接安放在内检仪器设备的密封腔体当中,内检测仪器设备在管道内部会直接沿着管道的中心线运行和工作,通过惯性导航系统有效测绘出实际的运行工作轨迹,并且和管道的中心线轨迹保持相同。
通过检测分析之后得出数据进行后期加工和处理,可以准确计算出内检测器的运行路轨迹以及的GPS 信息情况,有效得出测绘管道线路的三维坐标信息。
惯性导航系统的核心工作元件是加速度计和陀螺仪设备,如图1,在系统当中根据特定的方式进行排列,通过测量加速度计与陀螺仪的运行轨迹,有效得出线性加速度的参数数值和角速度的参数数值。
通过详细的计算和分析,可以有效得出内检其设备测绘空间,三维坐标系统当中的实际位移情况以及测绘旋转工作角度情况,可以通过坐标转换和数据处理的方法,有效得出相应的检测运动轨迹以及测绘运动姿态。
其中,加速度计两两之间成正相交,排列沿着空间的坐标轴方向呈横向分布,总共分为三个测量方向分量对加速度分量展开,一次性积分可以有效得到测量载体的实际运行速率,同时还可以得到二次积分载体。
在测绘工作过程中的相对位移大小,通过三个陀螺仪可以有效得出三个坐标平面内所形成的测绘角速度分量大小,经过后期的进一步处理之后,可以通过使用卡尔曼滤波处理,最终可以有效得出测绘载体的具体运行信息。
关于核电设备焊接技术现状与发展分析摘要:我国核电事业随着经济的发展得到了巨大进步,核电设备的发展也十分迅猛,在核电工程建设过程中,由于焊接技术的出色能力,在核电工程占据主要位置。
随着科学技术的不断进步,焊接技术不能只满足于现状,而是需要寻找新的发展机会,提升焊接质量,帮助核电制造企业实现可持续发展目标。
本文将根据目前我国核电设备所使用的焊接技术,分析焊接技术现状,并提出焊接技术未来发展途径,期望能够给相关工作人员提供一些有效建议。
关键词:核电设备;焊接技术;现状;发展;探讨核电建筑物所需材料主要是钢材,由于钢材质地特殊,需要利用焊接技术完成连接,形成固定产品,发挥其功能,进行核电建筑工程施工。
由于焊接过程中会受到环境、设备、人员操作的影响,容易出现安全事故,影响核电工程进度,并给核电工程发展带来不良影响。
由此可大致确定焊接技术未来发展方向是要提升焊接技术操作,确保核电设备运行安全。
一、核电设备制造过程中使用的焊接技术(一)发展渊源我国经济发展过程中,金属被普遍运用在各项工程施工中,让焊接技术得到了快速发展。
通过多年的实践经验,焊接技术也愈发成熟。
焊接技术不仅能够用于建筑工程施工中,还可以打造首饰,帮助连接各个电路板上的线路等,焊接技术经过技术人员的不断优化,目前已经达到较高的焊接水平,让我国制造业的生产水平得到有效提升。
(二)焊接问题焊接技术在核电设备制造过程中问题不断,原因是由于管理不到位,导致完成焊接,钢材冷却后无法实现自由伸缩,拉应力不足会影响整个钢材外观美感,同时也会降低钢材的受重能力,给核电工程带来潜在的质量安全问题。
(三)焊接过程中出现的问题及其解决方法焊接过程中最长出现的问题便是变形,针对变形问题的处理方式主要采用防控措施,比如勤磨钨针、在焊接过程中降低电流、加快焊接速度、掌握熔池温度等,选用焊接方式时,尽量选择短弧施焊,能够防治焊接变形问题。
由于焊接施工在核电设备制造中的重要性,所以管理监督部门对焊接质量和进步要求十分严格,焊接过程中一旦出现焊接点接触不良、焊接点焊接不实的现象,便会导致焊接材料在运行过程中出现短路现象,严重情况下金属便会产生变形,无法继续运行。
三维技术在核电站建设中的应用摘要:三维技术在被广泛用于设计的同时,作为设计成果的三维模型也包含了大量可用于项目管理的信息。
对于正在建设中的三代核电技术AP1000,利用SmartPlant Review(SPR)软件对AP1000三维模型进行可视化浏览和应用,给工程建设带来了很大的便利。
本文首先介绍了SPR软件的主要功能、特点;然后以AP1000核电建设为背景,从土建结构、设备、大宗物项、模块、现场技术问题解决等方面,总结了SPR在现场实际应用;最后结合项目需求,深入挖掘、开发了设备图册、模块手册和重大施工节点图册,并实现了工程进度在SPR 中的可视化。
相关总结和成果有效地推动了AP1000核电建设,对后续核电建设也有一定的借鉴意义。
1 引言三维工厂设计是在系统软硬件的辅助下,在一定规则的约束下,各专业根据设计和计算结果协同工作,在计算机上建立工厂的三维模型,并通过接口资料互提对其逐渐完善,最终完成工厂的三维建模。
工厂三维模型的建立极大地提高了后续工作的效率,为设计优化、施工图纸、材料表以及分析报告等方面提供了全新的视角和平台。
目前常用的三维工厂设计软件主要有INTERGRAPH公司的工厂设计系统PDS(Plant Design System)、AVEVA公司的工厂设计管理系统PDMS (Plant Design Management System)以及BENTLEY公司的PLANTSPACE。
我国引进AP1000三代核电技术后,采用标准化设计、工厂化预制、模块化施工、专业化管理。
设计方采用鹰图公司的PDS工厂设计系统开展核岛三维设计,模型包含了核岛各厂房内外部的土建轮廓、CV和RV、各系统设备、各系统管道桥架及支吊架、工艺或电气贯穿件、预埋件等几乎所有的实物部件和设计相关信息。
在AP1000三代核电建造的实践中,通过应用SPR(SmartPlant Review)三维交互式浏览器,检视、分析PDS文件,在项目管理和施工建造方面起到了辅助指导的作用,推进了项目的进程。
核电工艺管道布置设计过程及特点摘要:管道布置设计是综合布置设计完成后进行施工设计的一个重要环节,其设计目的是明确核电厂厂房内工艺管道的走向,所有设备的准确定位,准确标注出管道上支撑点的位置,以及各系统管道上的各类部件(如阀门、流量孔板、法兰、垫片、紧固件、膨胀节、过滤器、软管等)的位置及与工艺管道的接口;是管道三维制作图、支吊架组装图、总体三维制作图的设计输入;是以系统为依据,将系统功能具体实现的过程。
管道三维制作图是安装公司在安装交工前进行管道安装的符合性检查及试验的依据。
核电厂由于核安全要求的特殊性,在进行管道布置设计时有其自身的特点和要求。
关键词:核电;管道设计;特点核电厂工艺管道设计是核电厂安全运作的重要保障,在进行管道设计时必须要严格按照管道的系统流程图进行布置,而且还需要配合后期的调试、运行、检查与维护,为设备引入、拆卸、更换、起吊、各类试验等预留足够的空间,这样才能保证核电厂后期生产运行的经济效益。
一、核电厂工艺管道布置的特殊性及要求核电厂的管道布置设计首要注意的问题就是其安全性,主要包括辐射防护、防火、防水淹、管道独立性以及管道的在役检查等内容。
为此,管道设计还应该注意做好以下几个方面:①在进行管道布置之前应充分了解管道需穿越区域的耐火极限、辐射分区以及水淹分区等。
②多重系统之间保持独立,保证系统各部件与预测始发事件效应之间的独立,不同安全等级的系统部件之间也要保持一定的独立性,安全重要物项与非安全重要物项之间保持独立。
为保证管道各项之间的独立性,可在设计时利用空间隔离或者实体隔离的方法来实现,对其他用于执行安全功能的管道可进行适当隔离。
③在核电厂运行周期内,做好各系统部件的在役检查工作,以便于掌握核电厂的安全运行信息。
核电管道的在役检查要求在进行管道设计时既要满足检查维修的空间要求,又能尽量降低检察人员受辐射的程度。
管道的布置设计应满足以下布置要求:1)管道布置设计应满足系统工艺以及管道和仪表流程图的要求。
核电厂工程测量标准概述说明以及解释1. 引言1.1 概述:核电厂工程测量是指就核电产业的建设、运营以及维护等过程中必备的测量活动。
它旨在通过使用各种测量方法和技术手段,准确地获得与核电厂相关的物理参数、地理信息、结构形态等数据,以支持核电项目的设计、施工、监测和管理。
准确而可靠的工程测量数据对于核电项目的安全性以及稳定运行具有至关重要的意义。
1.2 文章结构:本文分为五个主要部分进行阐述:引言、核电厂工程测量标准概述、核电厂工程测量标准说明、核电厂工程测量标准解释以及结论。
在引言部分,我们将简要介绍本文所讨论问题的背景和重要性,并阐明文章的整体框架和目标。
1.3 目的:本文旨在对核电厂工程测量标准进行概述,详细说明其意义和应用领域,并对相关标准进行比较分析。
此外,本文还将解释与该领域相关的关键概念和术语,如测量设备要求、测量精度和误差限,以及测量数据处理和报告要求等。
最后,本文将总结文章的主要观点并展望未来在核电厂工程测量标准研究方面的发展方向。
通过本文的阐述,读者可以全面了解核电厂工程测量标准的基本知识,并为相关领域的从业人员提供参考和指导。
2. 核电厂工程测量标准概述2.1 工程测量的定义和背景工程测量是指在核电厂建设、运行和维护过程中,通过使用各种测量仪器和技术手段,对相关参数进行准确测量并记录的过程。
它是核电厂工程建设和运营管理中不可或缺的环节。
工程测量在核电厂领域具有重要意义。
首先,它可以提供准确的数据支持,为核电厂设计、施工、验收和维护等环节提供科学依据。
其次,工程测量可以帮助确保核电厂系统的安全性和可靠性,及时发现潜在问题并采取相应措施。
因此,在核电厂建设和运营管理中,严格按照标准进行工程测量是至关重要的。
2.2 核电厂工程测量的重要性和应用领域核电厂工程测量在多个方面都具有重要意义。
首先,在核电厂设计阶段,工程测量可用于确定场地选址条件、土壤稳定性评估以及地下水位等信息,并为土建结构设计提供基础数据。
核电厂主管道直接测温技术运用研究摘要:随着时代的发展,为了满足现代核电技术的要求,当前的核电厂应采用主管道直接测温技术来替代工艺回路复杂,需在主管道上连接众多管数、维修难度大且不满足当前核电技术发展要求的传统旁路测温方式。
但因为主管道直接测温技术在我国核电厂应用时间较短,对其研究尚未深入,因此,在应用时必须了解热分层产生的原因及作用机理,并基于该机理确定核电厂主管道测温的截面与测点位置,同时采用有效的技术减少温度瞬态波动所带来的影响。
文章就分析了进行核电厂主管道直接测温技术变革的必要性,然后探讨核电厂主管道直接测温技术及其运用,以供相关企业参考。
关键词:核电厂;主管道;直接测温技术;运用策略一、背景技术分析在核电厂中,反应堆主管道内的冷却剂是用来带走反应堆中的热量的重要媒介,这种媒介同时还能将热量传递到二次侧蒸汽发生器当中。
可以说,主管道中的冷却剂温度不但能控制核反应堆一回路的温度,同时还对核电机组整体正常的运行和监测都具有十分重要的作用。
所以,反应堆冷却剂的温度对于核电厂而言,是一种十分重要且十分关键的安全参数。
在对其进行测量时,对数据的准确性要求极高。
二、进行核电厂主管道直接测温技术变革的必要性分析随着时代的发展,目前国际对核电厂建设的要求越来越高。
在实际的核电厂主管道测温工作中,大多数核电站都普遍采用了传统的测量工作,即旁路测量的方式。
这种测量方式实在核电厂的主管道上设置三个测温旁路接管嘴,在核反应堆正常运行期间,从该反应堆压力容器流出的一回路冷却剂部分,通过测温旁路接管嘴流入到旁路接管线中,经过搅浑后,将冷却剂流经设于测温旁路管线上的测温快响应温度计,以此测量主管道冷却剂的温度,并以此实现对反应堆一回路温度的控制。
但这种旁路测量温度的方法需要配置很多的阀门、近百米长的管道以及相应数量的流量孔板、限流孔板和流量计,测量的方式工艺回路十分复杂,而且需要在主管道上连接数量众多且维修难度较大的管路,增加了主管道辅助管路,占用了大量的布置空间,此外,这种测量方式因为主管路接管众多,容易因为设备故障导致非计划停堆事故的发生,而且还不利于事故工况下一回路压力边界的保持。
核电厂工艺系统管道振动测量与治理发表时间:2018-11-11T12:36:10.360Z 来源:《电力设备》2018年第20期作者:何明圆1 陈荣添2 郑秀华3 王洪凯4[导读] 摘要:随着核电技术的发展,核电厂运行技术规格书也在不断补充和完善,针对某电厂再热蒸汽热段管道振动超标问题,对管道振动情况进行现场勘察、振动测量与数据处理,分析了管道的振动特性。
(福建福清核电有限公司福建省福清市 350318)摘要:随着核电技术的发展,核电厂运行技术规格书也在不断补充和完善,针对某电厂再热蒸汽热段管道振动超标问题,对管道振动情况进行现场勘察、振动测量与数据处理,分析了管道的振动特性。
指出应从消除激扰力,改善管系振动特性,尽可能维持管道的一次应力、二次应力水平3个方面进行振动治理,提出了在保证管系应力合格的前提下加装减振装置的治理方案。
治理后管道振动得到了有效控制。
关键词:管道;振动;振动特性;减振装置1前言众所周知,核电厂运行技术规格书(以下简称“技术规格书”)是核电厂运行阶段技术管理的纲领性文件,是核电厂的“宪法”。
技术规格书是核电厂操纵员在日常工作中使用频度最高、最权威的,也是其他绝大部分技术文件,技术规程以及管理程序必须要遵守的上层技术文件。
2技术规格书的内容2.1安全限值安全限值是对过程变量的限值,核电厂在此限值范围内运行是安全的。
如果超过这些限值,就有释放大量放射性物质,威胁堆芯安全的可能。
基本的安全限值是指燃料温度,燃料包壳温度和冷却剂压力的限值。
压水堆的设计可以保证在正常运行和预计运行事件中安全限值不被超过,而只有在事故工况和严重事故条件下安全限值可能被超过。
2.2安全系统整定值安全系统整定值是各种自动保护装置的触发点,这些保护装置用以触发防止超过安全限值和应付预计运行事件的保护动作。
对于安全限值中的参数以及影响压力或温度瞬态的其他参数或参数组合,都要选定安全系统整定值;超过某些整定值将引起停堆以抑制瞬态,超过另一些整定值将导致其他自动动作以防止超越安全限值;还有一些安全系统整定值用于使专设安全系统投入运行,用来限制预计瞬态过程以防止超越安全限值,或减轻假想事故的后果。
第三代核电CAP1000主管道和波动管挤压制坯新工艺郑建能;陈红宇;李文亮;司晨亮【摘要】分析了第三代核电CAP1000主管道和波动管实心锻造制坯主要技术难点和挤压制坯新工艺的特点,介绍了CAP1000主管道、波动管挤压制坯研制情况和检验结果.对比分析了实心锻造制坯和挤压成形制坯的优缺点,为第三代核电锻造主管道和波动管新工艺的开发提供参考.【期刊名称】《大型铸锻件》【年(卷),期】2018(000)003【总页数】3页(P21-23)【关键词】CAP1000;主管道;波动管;挤压成形【作者】郑建能;陈红宇;李文亮;司晨亮【作者单位】二重(德阳)重型装备有限公司国家能源极端装备虚拟制造重点实验室,四川618013;二重(德阳)重型装备有限公司国家能源极端装备虚拟制造重点实验室,四川618013;河北宏润核装备科技股份有限公司,河北061300;二重(德阳)重型装备有限公司国家能源极端装备虚拟制造重点实验室,四川618013【正文语种】中文【中图分类】TG316主管道是连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和主循环泵的大型厚壁承压管道,是核蒸汽供应系统输出堆芯热能、形成封闭回路的“大动脉”,核电站运行时处于高温、高压、高流速和放射性的工况,是核岛一回路重要的压力边界。
稳压器波动管连接主管道热段和稳压器,工作时处于变温、变压的工况,是核岛一回路压力边界的组成部分[1]。
第三代核电CAP1000主管道采用直管与弯头、管嘴与管道整体锻造结构,稳压器波动管采用U形、门框形结构,材料采用316LN超低碳含氮奥氏体不锈钢,尺寸大,结构复杂,技术要求高,制造难度大。
目前锻造主管道和波动管制造的主流技术路线为冶炼+锻造+弯曲成形+固溶热处理[2],其中锻造主要采用实心锻造,空心锻造仍处于科研开发阶段,尚没有成功的应用案例。
本文分析了CAP1000主管道和波动管锻造制坯工艺特点和主要技术难点,介绍了挤压制坯新工艺的特点和CAP1000主管道、波动管挤压制坯研制情况,对比分析了实心锻造和挤压制坯的优缺点,为第三代核电锻造主管道和波动管新工艺的开发提供参考。
核电站大口径不锈钢薄壁管焊接质量控制摘要:现阶段,随着现代化建设的发展,我国的科学技术的发展也越来越完善。
大口径(6″及以上)不锈钢薄壁管道广泛用于核电站辅助系统,壁厚大多为3.05~4.78mm。
根据RCC-M2000+2002补遗S7436规范要求,打底焊至5mm前,背部需建立并维持良好的氩气室以保护焊缝背部,避免焊接时氧化、发渣。
在核电维修中,由于管道管径大且管道内有残水、风压等,导致氩气保护效果差,因管道的管壁较薄容易出现变形和错边、打底焊接易出现缺陷等原因,导致薄壁不锈钢在役维修焊接过程中常出现焊缝无损检测不合格,从而导致耽误大修关键路径的情况。
因此,针对大口径不锈钢薄壁管焊接的技术特点,制定有效的质量控制手段,确保焊接质量,保障核电机组的安全可靠运行。
关键词:核电站大口径;不锈钢薄壁管;焊接质量控制引言不锈钢薄壁管道广泛用于核电站辅助管道系统,是在役核电维修中的重要项目,其焊接质量直接影响核电的运行质量。
在役核电站维修中对于大口径不锈钢薄壁管道的焊接存在充氩困难、管道变形、根部氧化等问题。
重点论述了通过氩气室的选择和效果验证、使用合适的管道组对方法和采用合适的焊接方法和工艺参数,以及焊接过程中的关键点验证,能够确保大口径不锈钢薄壁管的焊接质量,并在中广核多个电站机组大修中得到应用,具有良好的适用性。
1大口径薄壁不锈钢管道在役焊接难点1.1充氩对于大口径薄壁不锈钢管道焊接,充氩效果的好坏直接影响焊接质量,而充氩效果受氩气室的布置、系统压力、充氩点、潮气等多种因素影响。
由于大口径薄壁不锈钢管道的氩气室的空间大,所需充氩时间长,而氩气内腔越大,充氩保护效果越不明显,尤其是在相连管线复杂的情况下,系统可能存在的负压/正压等情况均会导致氩气室难以建立并长期维持稳定;另外在核电维修过程中,受制于系统运行条件,运行后管道中可能存在残水,充氩及排气点的选择也是充氩效果的制约因素之一;充氩效果不佳时,焊接过程中易出现背部发渣、未熔合、未焊透等缺陷,从而直接影响焊接质量。
图1 EPR与CPR堆型核电机组主管道环路布置图(左:EPR主管道环路布置图;右:CPR主管道环路布置图)①作者简介:聂岩(1984—),男,工程师,2006年毕业于哈尔滨工程大学核工程与核技术专业,H1H3U1U4C1C2图2 EPR与CPR主管道单个环路焊口分布示意图(左:EPR;右:CPR)3 EPR与CPR主管道自动焊工艺异同EPR与CPR堆型核电站主管道均采用钨极窄间隙惰性气体保护焊,配合国际先进的焊接设备,能实现对管道焊缝全位置自动焊。
自动焊工艺制定涵盖了焊接设备的选择、坡口型式的设计、焊接材料成分选择、焊接参数制定,以及保护气体选择等各个方面,下面从上述方面对EPR与CPR堆型核电站主管道自动焊工艺进行对比研究。
图3 EPR与CPR焊枪实物对比图(左:EPR焊枪;右:CPR焊枪)3.2 坡口型式设计坡口型式设计方面,二者均采用了窄坡口型式,这样大幅降低图4 EPR 自动焊典型坡口型式(工艺评定件)图5 CPR 自动焊典型坡口型式(工艺评定件)3.3 焊接材料成份根据母材的力学性能和化学成份特点,焊接材料选择方面,EPR与CPR均采用的是ER316L进行根部焊接,ER316L Si进行填充和盖面。
ER316LSi相比ER316L,提高了Si元素的含量,这样可以有效降低熔滴表面张力,改善金属的润湿性,从而抑制由于窄间隙坡口型式易伴随的侧壁未融合风险。
对比EPR与CPR焊材ER316LSi的化学成分要求可以发现,除Co元素外,CPR焊材化学成份要求均比EPR焊材化学成份要求严,二者化学成份对比表见表5。
图8 主管道焊接收缩量曲线主设备全部引入后,再进行各焊口的焊接。
EPR焊接逻辑的优点是能顺利应用到蒸发器更换过程中,CPR的优点是减少了蒸发器引入先决条件,增加了现场并行施工的时间段,压缩了施工工期。
在焊接工艺上,中广核工程有限公司开发的主管道自动焊工艺,与三代EPR主管道自动焊工艺具有高度的兼容性,完全能够应用在三代核电堆型主管道建造实施上。
核电厂管道焊缝射线检测工艺研究和验证李予卫(中广核工程有限公司,广东深圳518124)摘要:结合核电厂管道BOSS 焊缝坡口形式和尺寸特点,以及核电厂制造和安装阶段BOSS 焊缝无损检测方案,分析管道BOSS 焊缝主要缺陷类型和焊缝失效的主要原因。
以主管道BOSS 焊缝为例,针对焊缝结构和尺寸主要特点,研究和验证了BOSS 焊缝射线检测透照工艺技术要点、底片灵敏度及其局限性,为核电厂管道BOSS 焊缝的射线检测方案的制订和实施提供参考。
关键词:BOSS 焊缝;焊缝失效;射线检测中图分类号:TG115.28文献标志码:A 文章编号:1001-2303(2019)04-0026-06DOI :10.7512/j.issn.1001-2303.2019.04.05Research and verification of radiographic testing technology forpipeline BOSS weld in nuclear power plantLI Yuwei(China Nuclear Power Engineering Co.,Ltd.,Shenzhen 518124,China )Abstract :Based on the groove type and dimension of pipeline BOSS weld in nuclear power plant ,and the non -destructive testingscheme of BOSS weld in manufacturing and installation stage ,the main causes of defects types and weld failures are analyzed.Taking the BOSS weld of main pipeline as an example ,aiming at the main characteristics of weld structure and dimension ,the key points of radiographic technology ,film sensitivity and limitation of BOSS weld are studied and verified ,which provides reference for theradiographic detection scheme of pipeline BOSS weld in nuclear power plant.Key words :BOSS weld ;weld failure ;radiographic detection 本文参考文献引用格式:李予卫.核电厂管道BOSS 焊缝射线检测工艺研究和验证[J].电焊机,2019,49(04):26-31.收稿日期:2019-03-11作者简介:李予卫(1966—),男,高级工程师,主要从事核电焊接及无损检测的研究工作。
核电工程提高管道焊接进度控制效果的措施发布时间:2021-06-09T05:53:39.227Z 来源:《建筑学研究前沿》2021年6期作者:李杰[导读] 随着经济的发展,我国的核电工程建设的发展也有了改善。
中核工程咨询有限公司北京 100161摘要:随着经济的发展,我国的核电工程建设的发展也有了改善。
核电厂反应堆冷却剂主管道(简称核电厂主管道)连接着反应堆压力容器、蒸汽发生器和主泵,是一回路反应堆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厂的运行安全。
国内引进的俄罗斯压水堆核电厂与世界其他压水堆核电厂有较大不同,其他电厂主管道材质多采用奥氏体不锈钢,而俄罗斯压水堆核电厂主管道采用复合钢材料。
该主管道设计使焊接工艺复杂,施工难度大。
本文将对主管道材料进行研究分析,制定焊接工艺参数,并通过焊接工艺评定试验进行验证。
关键词:核电工程;提高管道焊接;进度控制效果;措施引言工艺管道焊口及支架未全部完成会影响系统移交和正常运行,解决此瓶颈问题就必须完成焊口及支架的焊接,完善相应施工记录,有效提高管道焊接进度。
管道施工过程为施工先决条件检查、质量计划开启、管道放线定位、一阶段支架安装、管道和部件就位组装、二阶段支架安装、管段焊接及调整、二阶段支架调整及支架限位件安装、管道清洁、管道及支架安装符合性检查、施工记录整理及质量计划关闭。
焊接是管道施工的核心因素,控制好管道的焊接质量,工程进度将会有很大提高。
1焊接性分析钢材的焊接性主要取决于钢材的化学成分,工程上通常用碳当量估算钢材的焊接性。
采用国际焊接学会(ⅡW)推荐的低合金高强度钢的碳当量公式计算10ГН2МФА合金钢的碳当量,结果为0.51%。
当碳当量为0.4%~0.6%时,钢材的淬硬倾向逐渐明显,焊接时需要采取预热等工艺措施。
估测10ГН2МФА合金钢易淬硬、焊接性差、冷裂纹敏感倾向较大,焊接前需要进行预热,以降低焊接冷却速度,防止焊接裂纹的产生。
核电站主管道自动焊三维测量与组对技术的研究摘要:核电站主管道自动焊技术是一种先进的焊接技术,广泛应用于核电站建设与运行维修阶段。
在中广核cpr1000和三代epr 堆型核电站建设过程中均采用了主管道窄间隙自动焊技术。
为了保证窄间隙自动焊技术的组对要求,需要对核岛主回路设备进行三维精密测量和模拟计算。
由于cpr1000与epr主管道自动焊施工逻辑不同,其三维测量与计算的方法也不尽相同。
该文详细对比和分析了两者的自动焊施工逻辑、三维测量与计算的原理,测量实施方案等,找出其各自的优缺点,为主管道自动焊三维测量组对技术的改进提供参考。
关键词:核电站主管道自动焊三维测量精密组对中图分类号:tg457.6 文献标识码:a 文章编号:1674-098x (2013)04(c)-0073-04核电站主管道自动焊技术是一种先进的焊接技术,广泛应用于核电站建设与运行维修阶段。
在中广核cpr1000堆型和三代epr堆型核电站建设过程中均采用了主管道窄间隙自动焊技术,该技术要求主管道的组对间隙不超过1 mm,组对错边量不超过1.5 mm。
为了满足主管道的精确组对要求,需要对相关的核岛主回路设备进行三维精密测量和模拟计算。
cpr1000堆型核电站主管道自动焊采用的是传统的手工焊施工逻辑,epr堆型核电站主管道自动焊施工逻辑是基于蒸汽发生器(简称sg)更换的经验,采用sg后装的施工逻辑。
由于自动焊施工逻辑不同,两者在三维测量和组对技术方面也有不同,各有优缺点。
1 主管道自动焊技术简介1.1 cpr1000与epr核岛主回路布置cpr1000核岛主回路主要由3大主设备(简称rpv、sg、rcp)以及连接主设备的主管道组成,共有3个环路,每个环路有一台sg和一台rcp,通过主管道与压力容器连接起来。
3个环路相互之间成120度布置。
其主回路布置如图1所示。
epr堆型为了提高单堆功率,其核岛主回路系统在cpr1000堆型的基础上增加了一个环路,形成了对称布置的四环路系统。
每个环路依然包括一台sg、一台主泵、以及相连的主管道冷段、热段和过渡段。
其主回路布置如图1所示。
1.2 主管道自动焊焊口分布cpr1000核岛主回路系统每个环路的主管道分5段到货,分别为冷段、热段、过渡段ao段、过渡段bo段和过渡段co段。
单个环路共8个现场焊口,分别为c1、c4、f1、f4、u1、u2、u4、u6。
3个环路总共24个现场焊口。
1.3 主管道自动焊施工逻辑cpr1000主管道沿用传统手工焊的施工逻辑,采用先焊接冷热段,再焊接过渡段的顺序。
冷热段焊接相互独立,互不影响。
每个环路的过渡段作为闭合环路的调整段,共分3段到货,预留水平方向和垂直方向共两个调节口补偿整个环路焊接过程中的变形位移。
具体单个环路8个现场焊口的焊接顺序为u1→c4/f4→c1/f1→u4→u2/u6。
epr主管道安装施工逻辑基于sg的更换经验。
sg是整个环路最后安装的设备,连接sg的两个焊口h3和u1口作为闭合环路的调节口。
具体单个环路6个现场焊口的焊接顺序为c1/c2→h1/u4→h3/u1。
两种堆型自动焊施工逻辑对比如图3所示:1.4 主管道自动焊组对要求cpr1000与epr主管道焊接均采用窄间隙自动焊工艺,其组对技术要求包括:组对间隙0~1 mm,组对错边量0~1.5 mm。
为了满足自动焊组对要求,cpr1000与epr均采用了高精度三维测量技术对主设备和主管道安装过程进行精密测量计算。
2 三维测量组对技术对比由于主设备制造公差和现场安装公差的影响,很难保证主管道窄间隙自动焊的组对要求。
因此需要通过对主设备竣工尺寸进行三维精密测量,计算得到相应的主管道需要加工的坡口尺寸。
并在安装过程中通过测量,严格控制设备安装位置,实现自动焊的组对要求。
由于cpr1000与epr自动焊施工逻辑不同,两种三维测量和计算的方法也有差异,以下从4个方面进行对比分析。
2.1 三维测量、组对计算的基本原理根据cpr1000自动焊的施工逻辑,其冷热段安装相互独立,互不影响。
过渡段两个调节口分别补偿水平方向和垂直方向的偏差,也是相互独立的计算。
由于主设备本身安装精度要求比较高,要实现自动焊组对要求,重点是根据主设备的竣工尺寸计算出对应的主管道坡口尺寸,其基本原理如下:(1)进行主设备竣工尺寸测量。
(2)主管道冷热段预留坡口长度并进行三维测量。
(3)主设备与主管道模型进行最佳组对拟合计算,得到坡口尺寸。
(4)过渡段预留u2/u4坡口长度。
(5)冷热段焊接完成之后,测量过渡段连接口的安装尺寸。
(6)考虑焊接收缩量和温度补偿,计算u2/u4调节口的最终坡口加工尺寸。
具体测量与计算流程如图4所示:epr测量计算基本原理与cpr1000类似。
由于epr采用sg最后安装的施工逻辑,h3和u1口作为调节口最后组对焊接,而h3和u1口分别是50度弯头和40度弯头上的焊口,焊接过程中同时存在水平分量和垂直分量的焊接收缩量,增加了测量、计算以及组对的难度。
epr自动焊测量与计算的基本原理如下:(1)进行主设备竣工尺寸测量。
(2)进行主管道初始尺寸测量。
(3)进行rpv、rcp和cl最佳拟合计算,得到冷段c1/c2口最终坡口尺寸。
(4)进行rpv、sg和hl最佳拟合计算,得到热段h1口最终坡口尺寸。
(5)进行rcp、sg和col最佳拟合计算,得到过渡段u4口最终坡口尺寸。
(6)c1、c2、h1和u4口焊接完成之后,测量h3和u1口的位置,并结合sg进出口管嘴竣工尺寸数据,考虑u1口焊接收缩量的补偿,计算得到主管道h3和u1口的最终坡口尺寸。
(7)由于u1口预留了焊接收缩量,组对之前需要对过渡段用千斤顶进行强制位移,然后安装sg,组对和焊接h3/u1口,完成环路闭合。
具体测量与计算流程如图5所示。
cpr1000与epr自动焊测量的基本原理大体相同,都是通过对主设备进行三维测量建模,然后结合具体的安装逻辑,考虑焊接收缩量的补偿等因素影响,采用最佳组对拟合计算出主管道的最终坡口尺寸,以满足自动焊组对要求。
2.2 三维测量与建模cpr1000自动焊三维测量使用的是api激光跟踪仪系统,其特点是可以实时自动跟踪目标靶球的位置,测量目标靶球在三维空间的位置坐标,适合单点三维坐标测量和实时跟踪,以及动态扫描测量。
epr自动焊三维测量使用的是gsi三维摄影测量系统,其特点是通过布置大量反射标记点进行目标体三维测量,适合用于对大型设备进行三维测量(如图6)。
从测量精度来看,激光跟踪仪的测量精度稍高。
从采集的测量特征点来看,摄影测量所需标记点要更多。
采用激光跟踪测量时rpv 测量特征点约100个,而三维摄影测量时rpv布点数达到500个以上,与激光测量方法形成鲜明的对比。
下图是两种测量方法获得的三维测量模型。
2.3 组对计算2.3.1 组对计算的实现方法cpr1000与epr的组对计算均采用sa测量软件的最佳拟合功能。
其基本步骤是根据主设备安装技术要求,先对主设备测量模型进行定位,然后导入主管道测量模型,通过最佳拟合计算得到主管道的安装位置和坡口尺寸。
2.3.2 非调节口的组对计算非调节口是指按照设计尺寸加工,不用于补偿整个环路焊接变形的焊口。
非调节口的坡口尺寸计算只依赖于主设备竣工尺寸以及主设备安装要求。
在主设备制造完工之后,现场安装工作开始之前即可对非调节口进行坡口拟合计算,并加工完最终坡口。
计算过程中需要在每个焊口预留焊接收缩量。
如上节所描述的,cpr1000与epr 对于非调节口的坡口尺寸计算所采用的计算方法相同。
2.3.3 调节口的组对计算调节口是整个环路最后焊接的焊口,承担着补偿环路焊接位移的任务。
调节口的坡口尺寸需要等到环路中所有其他焊口都已经焊接完成,并对环路的开口进行实际测量之后计算得到的。
整个环路的焊接变形可以分解到水平和垂直两个方向。
cpr1000调节口u2/u4就是分别在这两个方向上对环路焊接变形进行补偿。
epr主管道自动焊的调节口是与sg相连的h3和u1口,两个焊口都是斜焊口,每个焊口的焊接收缩都会分解到水平和垂直方向。
而且由于预留收缩量之后,两个管口之间的距离会比sg管嘴之间的距离小,导致sg不能直接与主管道两个管口组对,需要先将过渡段u1口通过千斤顶进行强制位移,然后才能完成h3和u1口的组对。
因此在h3/u1口组对过程中,需要通过测量精确控制u1口的位移量,确保能够满足自动焊组对要求。
通过对比可以发现,cpr1000自动焊调节口的坡口计算和组对更加容易控制和实现,epr自动焊调节口的坡口计算和组对安装难度比较高。
3 结语通过对cpr1000与epr主管道自动焊测量与组对技术的对比分析,可以得出以下一些结论:从施工逻辑上分析,epr堆型采用sg后装的施工逻辑,可以将过渡段作为一整个组件在现场安装,减少了现场的焊口数量,有利于缩短工期。
但同时也增加了sg安装和主管道组对的难度。
从测量方法上分析,激光跟踪测量具有动态测量的特性,适合现场主设备安装过程的监控,实现设备的精确安装。
而三维摄影测量法具有不接触测量的优势,适合进行主设备竣工尺寸等大型空间位置的三维精密测量,也适合在役项目辐射环境下的无接触三维测量。
两种测量方法各有优势,形成互补。
三维精密测量及模拟安装组对的技术,不仅能应用于主管道窄间隙自动焊的组对,也可以应用于核岛主系统安装过程中。
通过三维测量和实时监控,能够指导主设备进行精确就位,有利于提高安装质量和缩短工期。