三门核电站范文
时间：2023-03-07 01:02:25
三门核电站范文第1篇
关键词：三门核电站；DAS系统；PMS系统；共模故障；气动阀
中图分类号：TV131 文献标识码：A 文章编号：1009-2374（2014）26-0082-03
三门核电站采用的是美国第三代非能动先进压水堆核电站，其与传统的压水堆核电站最大的不同，就是其采用了“非能动”技术。三门核电站的安全级设备由PMS系统控制，PMS从设计的角度防止了共模故障的发生，但由于核电站的特殊性，需增加电站的安全冗余性，
因此三门核电站设计了DAS系统作为PMS系统的
备用。
1 PMS系统及DAS系统简介
1.1 PMS系统简介
保护和安全监控系统PMS为电厂的非正常状态提供监视，在必要时触发合适的安全相关功能，使电厂达到并维持在安全停堆状态。PMS系统由各种机柜和处理站组成，通过通信接口组成整体，分为A、B、C、D四个序列，执行以下三个主要功能：（1）反应堆停堆；（2）专设安全设施（ESF）；（3）核级数据处理子系统（QDPS）。
1.2 DAS系统简介
DAS系统是非安全相关系统，它为PMS系统提供多样化的备用，降低严重事故的发生概率，从而保证三门核电站的安全性。当PMS系统的小概率共模故障出现时，DAS系统就能提供多样化保护。它使用与PMS不同的专用工艺仪表、信号处理单元、先进逻辑处理平台、2oo2的逻辑运算、驱动装置来实现如下功能：（1）自动、手动触发反应堆停堆、跳机的功能；（2）自动、手动触发安全专设的功能；（3）电厂关键参数的监测功能。
2 DAS系统为PMS系统备用概述
三门核电站的保护系统所采用的Common Q系统经过了包括极端的温湿度环境、地震、电磁兼容性、软件共模故障的共模故障测试。经对地震、环境和电磁兼容性的测试，证明这些情况不会对Common Q硬件系统产生共模故障。软件系统的共模故障也采用了多种方法以使产生共模故障的可能性最小，而且在软件的设计过程中，包括了对意外事件的评审，来确定哪些安全功能可能会被软件共模故障影响。这些可能受到软件共模故障影响的安全功能必须采用多样性方法来完成。把这些可能受影响的安全功能组合到一起，就组成了多样性驱动系统（DAS），用来减轻正常安全系统的软件共模故障的
影响。
DAS系统使用16个专用传感器监测一回路热段温度、稳压器液位、蒸汽发生器液位、安全壳操作层温度、堆芯出口温度和控制棒驱动机构电动发动机出口电压。DAS系统采用2oo2逻辑及硬接线的方式实现对下游设备的控制。它的设计策略是：在PMS有机会发挥其设计功能之前，DAS系统所有的自动停堆及安全专设功能将不会触发。其自动逻辑中自动触发驱动信号的设定值相比PMS的设定值有更多的裕量，以此来保证DAS系统在PMS系统有能力对设备进行控制时不对相应设备进行控制。基于PRA分析，对于PMS系统控制的设备，DAS系统只选择了部分关键设备进行备用控制，包括18个气动阀、13个电动阀、12个爆破阀等。
3 DAS系统与PMS系统对同一气动阀控制分析
下面以DAS系统和PMS系统共同控制的堆芯补水箱（CMT）注入压力容器的管道上的气动阀（AOV）为例，说明两个系统对同一个气动阀如何进行控制。
在LOCAs和non-LOCAs状况下，当正常补水系统不可用或不能满足反应堆冷却剂系统（RCS）需要时，堆芯补水箱为反应堆冷却剂系统提供补水和硼化。三门电站机组中有两个堆芯补水箱，每个堆芯补水箱通过一条直接注入管线和一个冷段入口压力平衡管线连接至反应堆冷却剂系统。堆芯补水箱中的含硼水可以通过直接注入管线注入堆芯，而气动阀V1A、V1B、V2A、V2B则控制直接注入管线的通断。其中一个堆芯补水箱的管道连接简图如下图1所示：
图1 堆芯补水箱（CMT）管道连接简图
在正常运行工况下，阀门V1A和V2A为关闭状态，管道被隔离。当气动阀的气压丧失或接收到控制信号时，阀门打开，在密度差的作用下，CMT内的含硼水开始向反应堆容器注入，冷却堆芯。
由PMS系统和DAS系统共同控制的气动阀均有2个先导电磁阀，这2个先导电磁阀分别被PMS系统和DAS系统控制，通过先导电磁阀来控制气动阀气源的通断，从而实现对阀门本体开和关的控制。以阀门V1A为例，PMS系统及DAS系统对其控制的简图如下图2所示：
图2 正常工况下的气动阀状态
3.1 PMS系统对气动阀的控制
来自PMS系统的控制信号有两大类：自动信号和手动信号。自动信号包括S信号、稳压器液位低-2、自动卸压系统（ADS）第一级触发信号、蒸汽发生器宽量程液位低-2与热段温度高信号。手动信号指来自主控室或远程停堆室的硬开关信号。
来自PMS系统的控制信号经过集成逻辑处理器机柜的设备接口模块（CIM）送至AOV的先导电磁阀S1，由此控制先导电磁阀S1的通断电。
PMS系统控制的先导电磁阀在正常状况下是得电的，由气源送来的气体进入AOV，由于V1A阀门为通气阀门关闭，因此此时AOV关闭。PMS系统通过以下有两种方式对该阀门发出控制信号：一是当S信号、稳压器液位低-2、ADS第一级触发信号、蒸汽发生器宽量程液位低-2与热段温度高信号中的任一信号满足PMS系统四个序列的2oo4逻辑时；二是主控室或远程停堆室发出的手动触发信号。由PMS送来阀门开的信号或由于PMS故障导致先导电磁阀S1失电时，S1下的三通阀将阻断气源进来的气体，将AOV的气排出，AOV失去气源后阀门打开，CMT中的含硼水开始注入堆芯。
当PMS系统自动触发CMT的信号消失时，即4种自动触发信号均不满足PMS系统四个序列的2oo4逻辑且手动触发信号消失时，先导电磁阀S1保持位置不变，通过主控室PMS系统的安全显示面板进行手动复位可使先导电磁阀S1恢复至初始状态。
3.2 DAS系统接替PMS系统对气动阀的控制
当电厂由于工况需要需将该AOV阀门打开，而PMS系统又发生共模故障时，PMS系统的阀门开控制信号无法送至先导电磁阀S1使之失电，先导电磁阀S1下的三通阀会保持正常工况下的状态，即允许气源通向AOV，阀门保持关闭。此时需要DAS系统发出控制信号将该阀门
打开。
来自DAS的控制信号有两大类：自动信号和手动信号。自动信号包括稳压器液位低（与PMS稳压器液位低-2设定值不同）信号、蒸汽发生器宽量程液位低（与PMS蒸汽发生器液位低-2设定值不同）信号。手动信号指来自DAS系统的两个处理器机柜上或主控室DAS控制盘上的手动开关信号。
DAS控制的先导电磁阀在正常状况下是失电的，由气源送来的气体进入AOV，由于V1A阀门为通气阀门关闭，因此此时AOV关闭。当需要DAS系统发出控制信号将该阀门打开时，DAS系统通过以下两种方式使机柜内相应的继电器得电，从而使先导电磁阀S2B得电：一是当DAS系统的传感器监测到蒸汽发生器宽量程水位低满足2oo2逻辑或稳压器水位低满足2oo2逻辑时；二是在DAS机柜内或主控室DAS盘上置CMT手动开关于ACTUATE位置。先导电磁阀S2B得电后，改变三通阀方向，阻断气源气体进入AOV，AOV内的气体通过该三通阀排气，失气后阀门打开，堆芯补水箱内的含硼水开始向堆芯注入。
当DAS系统的触发信号消失（自动逻辑不满足2oo2逻辑或手动开关置于NEUTRAL位）时，先导电磁阀S2B失电，此时先导电磁阀S2B保持原来位置不变。位于DAS机柜上或主控室DAS控制盘上的手动开关可提供复位信号使先导电磁阀S2B恢复至初始状态。
4 结语
DAS系统基于概率风险分析选择一些与保护系统PMS不同的功能来执行保护，它通过对保护系统中仪控设备的共模故障概率及事件发生概率进行评估，据此选择不同于保护系统中的设备、计算方法来完成保护功能。本文通过对PMS和DAS共同控制的气动阀的不同控制原理进行分析，验证了在PMS共模失效的情况下，DAS能够起到后备的控制作用，保证电站在事故工况下的安全，体现了三门核电站的安全冗余性。
参考文献
[1] 张思成.AP1000电站保护和安全监测系统预运行测试分析[J].华电技术，2013，35（4）.
[2] 中国核工业集团公司.AP1000核电厂系统与设备
[M].北京：原子能出版社，2010.
[3] 俞金波.AP1000的多样性驱动系统（DAS）分析[J].黑龙江科技信息，2008，（33）.
[4] WNA-DS-01559-GEN.1E级气动阀接口规格书.
三门核电站范文第2篇
关健词:三门核电站;防渗帷幕;深基坑;压缩型岩锚;工程设计
中图分类号:X947文献标识码:A文章编号:1009-2374(2009)23-0161-03
我国沿海地区多为滨海相具较厚淤泥质沉积地层,工程场地具有特殊的地层结构,地下工程位于此处,要面临一系列复杂的岩土工程问题,其中基坑支护问题最为突出。笔者就三门核电站2#常规岛基坑所涉及到的主要支护问题进行了研究分析,并相应提出了解决方法。
一、工程概况
浙江三门核电站是在建的国家重点建设项目。采用世界上最先进的AP1000核电技术,其特点之一是模块化设计,即直接在工厂里按模块进行预制、组装,最后在现场实行总装,这要求工程场地更加紧凑,也给场地基建带来一定的挑战。
(一)场地条件
三门核电站位于半岛区,三面环海,一面靠山,海滩区沉积较厚的淤泥,场地堆石层顶部标高在+11m左右。2#常规岛位于场区中部,基坑南北长129m,东西宽68m ,基坑为坑中坑形式,一级基坑底标高-6.9m,二级基坑底最深开挖处标高为-21m,上下高差达32m。
基坑西侧及北侧基岩出露,平均标高+10m,基岩埋深呈斜坡状,西北高,东南低。东南角探明基岩埋深在-38m,基岩面平均坡度1:4。基坑开挖各点平面高程如图1所示。图中A-E点为外支护桩轴线,长198m;G-J为内支护桩轴线,长138m,东侧防渗帷幕轴线长190m,南侧深搅桩区长83m。
(二)地层概况
2#常规岛区域地层如下:
1.回填石:局部夹杂少量粘性土,层厚13m。
2.淤泥质粘土:呈软～流塑状态,高压缩性土,层厚4～8m。
3.含粘性土中砂:密～中密状态,层厚为0.9～4.4m。
4.粘土:可塑状态,中等压缩,层厚1.2～12m。
5.侏罗系砂岩、玄武岩:强、中风化岩厚1～3m。
(三)基坑支护所面临的问题:
1.回填石层底部含水丰富,透水性大。
2.呈软～流塑状态的淤泥质粘土在回填石层荷载作用下,开挖时易引起失稳、挤出。
3.粘土层摩阻力较低,锚杆锚固力不足。
4.基础处理要求开挖到微风化岩,相应点埋深标高为-21m,基坑开挖深度大。
二、地下水控制方案设计
(一)方案的选择
经对比多套方案,决定采用混凝土桩连续墙作为防渗帷幕,南侧淤泥区采用深搅桩作防渗措施,这样可阻挡
地下水,并对边坡开挖起稳定作用。
(二)防渗帷幕灌注桩的设计
回填石层按1:1坡度开挖,为防止边坡失稳,需计算回填石层开挖深度,采用瑞典圆弧法对边坡进行稳定计算,稳定安全系数Kz≥1.3,地层的力学参数见表1:
经计算,开挖深度取8.5m,即+2.5m 标高为施工作业面。防渗帷幕桩桩径1m, 桩距0.9m,桩顶标高+2m,桩底穿过含粘土中砂层,桩长12m ,可以阻水,也可防止淤泥挤出。帷幕桩桩前开挖3m,抗倾覆是安全的,但桩前不能进行大面积开挖,可进行条状换填,使边坡整体稳定。
三、基坑支护方案的设计与计算
针对淤泥质粘土较大的侧压以及软粘土摩阻力较低的问题,基坑南侧采用排桩+深搅桩重力墙形式的基坑组合支护方式。
(一)排桩+重力墙支护参数及计算
1.上部荷载:支护桩顶设在+2.0m标高,以上9m回填石层以1∶1放坡,取180kPa作为荷载。
2.深搅桩重力墙参数及计算。对支护桩后的淤泥层进行深搅,深搅后即形成重力式挡墙,其作用是减小支护桩的侧压,降低支护桩的弯矩和锚索力要求。深搅桩整体呈单排格栅状,置换率0.62,桩尖深入下伏粘土0.3m。只要深搅桩的宽度与淤泥层的厚度相等,深搅桩重力墙独立作用时,抗倾覆安全系数Kq≥1.6。按淤泥层厚度8m ,布置15排直径0.6m深搅桩,桩间搭接0.1m,设计墙宽7.6m。
3.支护桩计算参数。设计桩径1m,间距1.5m,第一级基坑底标高为-6.9m,支护高度8.9m,设2层斜拉锚索,桩长以桩尖嵌入基岩1m计。淤泥质地层按原参数计算,支护系统锚拉力最大要求为502kN、弯矩值为1066kN・m。在软粘土层中实现这一锚拉力较为困难。考虑重力墙的抗剪与摩擦作用,加固后的地层参数C’、φ’值经换算,取C’=20.6 kPa,φ’=14.9°。
计算结果使锚拉力要求降低至308kN,弯矩值为665kN・m。基坑支护及南侧深搅区剖面如图2所示:
(二)锚索锚固力
2#常规岛区域内淤泥地层的摩阻力仅qsik=18kPa,锚固力要达到300kN以上,需采用高压二次灌浆工艺提高摩阻力,设计锚索长度28m,自由段长7m,二次灌浆后,要求摩阻力qsik提高到30kPa以上。
摩擦型锚索拉力设计值是根据土体与锚固体的粘结强度决定的,二次高压灌浆能提高近一倍的摩阻力。现场进行了二次高压灌浆后的锚索张拉试验,加载到304kN时,锚索变形稳定,其对应的总位移量为29.6mm,弹性变形为9.5mm,证明二次灌浆工艺是可行的。
二级基坑下层采用“无粘结、压缩型锚索”,其结构与摩擦型锚索不同,锚索从头到尾均为带PE外皮钢绞线,即整条锚索无粘结、均为自由段。在钢绞线里端安装内锚头,用钢套锁紧。锚拉力设计值是由岩体抗剪强度与钢绞线强度小者决定的,在岩体抗剪强度满足要求条件下, 锚索拉力值完全由钢绞线决定,单束7φ5规格钢绞线设计值可达到150kN。
(三)二级基坑支护设计取值
2#常规岛二级基坑是在一级基坑内部再开挖一个深槽,支护高度14m。
经计算,支护桩最大弯矩803kN・m,最大锚拉力386kN,下2层采用压缩型岩锚,锚索长度以内锚头进入微风化岩6m为准,锚索由2～3束钢绞线组成,设计轴向拉力值300～450kN。
现场岩锚张拉试验加载到360kN时,其对应的总位移量为118mm,弹性变形为88mm。从土锚与岩锚张拉试验的Q―S曲线上分析:
1.两者的变形比例是近似的,土锚自由段7m,总变形30mm,而岩锚自由段30m,总变形118mm,符合虎克定律,即:
ΔL=FL/AG
式中:A――钢绞线截面,土锚304mm2,岩锚528mm2;
L――自由段长,土锚7m,岩锚30m;
G――钢绞线变模,1.8×105MPa;
F――锚索受力,土锚304kN,岩锚360kN。
2.土锚弹性变形与总变形比为0.32,岩锚弹性变形与总变形比为0.75,说明土锚的拉力已接近疲劳强度,二次灌浆效果已达到极限;而岩锚的拉力还有很大储备,安全系数较高。
四、三维数值仿真计算分析
采用大型有限元软件ANSYS建立三维数值仿真模型,计算涉及非线性、复杂边界、弹塑性等诸多问题,利用FLAC3D对该模型进行三维非线性数值计算,分析了基坑在开挖过程中的位移量值,支护桩的弯矩以及锚索的拉力变化,研究了内坑开挖对外支护体系的影响。
三维建模采用实体单元模拟岩土体,模型共有140362个网格点,195015个实体单元,FLAC3D中基坑支护桩、锚索和顶梁分别采用Pile、Cable 和Beam单元模拟。
模拟基坑开挖完后的外支护桩最大水平位移93mm,弯矩1592kN・m,在CD段。内支护桩最大水平位移145mm,弯矩862kN・m,在HI段。锚索最大值678KN,发生在内支护桩GC段第3层。
对仿真计算结果的分析,认为支护结构是安全可靠的,基坑整体是稳定的。
五、基坑安全监测
本工程现场安全监测内容包括回填层边坡沉降、支护桩测斜管水平位移、锚索应力等项目,在基坑开挖到基底设计标高过程中,通过上述监测,各项指标均在正常范围内,与设计预测值较为接近,如最大水平位移45.18mm,最大锚索拉力261kN,均在可控范围内,表明支护桩结构设计是合理的。
六、结语
三门核电站2#常规岛基坑支护工程是一项大型岩土工程,其所面临的岩土工程问题具有一定的复杂性,对这些问题的研究分析以及基坑支护设计理念,有利于今后类似工程的借鉴。本工程设计有以下要点结论:
1.在较厚的回填石层下开挖淤泥质地层存在着滑坡的危险,采用合理的开挖深度,是安全施工的保证。
2.采用防渗帷幕可起到既阻水又保证高边坡稳定的作用。
3.在深厚淤泥层中设置深搅桩,采用较低的置换率,提高支护系统的抗倾覆能力,抵销部分淤泥层侧压,降低了支护桩所需弯矩及锚索拉力的要求。
4.采用无粘结、压缩型岩锚,可提供强大、可靠的锚固力,这项技术在岩土工程上具有广阔的应用前景。
参考文献
[1]程良奎.岩土加固实用技术[M].北京:地震出版社,1994.
[2]刘建航,侯学渊.基坑工程手册[M].北京:中国建筑工业出版社,1997.
[3]浙江省地球物理技术应用研究所.三门核电站二号常规岛基坑支护工程锚索抗拔试验[R].2009.
[4]浙江省地球物理技术应用研究所.三门核电站循环水泵房基坑支护工程锚索抗拔试验[R].2009.
[5]华东勘测设计研究院.三门核电站二号常规岛基坑支护工程整体稳定性三维数值仿真计算分析[R].2009.
三门核电站范文第3篇
【关键词】AP1000；核电站；常规岛；技术管理
0.引言
浙江三门核电站是国家首先确定的建造国际上最先进的第三代核电技术的厂址之一，其核岛供应于2004年9月正式向国际招标，于2007年2月正式确定采用美国西屋联队的AP1000核电技术，其常规岛部分采用三菱-哈动设备。三门核电厂健跳厂址规划建设容量为6台百万千瓦级核电机组，一次规划、分期建设。一期工程建设规模为2×1251MW机组，设计寿命为60年。我公司主要承担一期工程常规岛及BOP的安装施工任务。
浙江省火电建设公司三门核电项目施工技术室作为项目技术管理的归口管理部门，其主要职责是主持项目各专业技术活动，协调处理各项技术问题，并负责项目对外的技术联系、协调等工作。其目的是通过积极贯彻国家电力建设技术标准和管理制度，严格执行业主和公司的技术管理制度，以技术措施为保障，科学规范地进行管理，力保施工安全、质量和进度控制稳定有序。
综合考虑各项影响因素，三门核电厂常规岛施工技术管理主要有以下特点。
1.坚持四个凡事，重点在落实
结合核电的技术要求和核安全文化编制管理程序、工作程序及施工方案，通过落实、宣贯、技术交底等措施，统一工艺标准、技术要求和施工规范。做到核电质保的“四个凡事”即：凡事有章可循、凡事有人负责、凡事有人验证、凡事有据可查。先后编制了《图纸会检管理程序》、《技术交底管理程序》、《焊接过程管理程序》、《施工过程控制管理程序》、《焊接工艺评定管理程序》、《开工报告管理程序》、《工作程序、施工方案的编制管理程序》、《现场技术澄清及设计变更管理程序》、《现场材料代换管理程序》、《现场二次设计管理程序》等施工技术相关的管理程序。前期策划并形成了“图纸催交计划”、“设备催交计划”、“适用国家标准、规范清单”、“施工方案和工作程序编制计划”、“过程控制策划表”、“设备安装过程拍摄计划”、“施工工艺标准示范手册”、“焊接分项工程一览表”等文件。对于各施工方案及工作程序，按具体内容划分为一般方案、重要方案及重大方案，分别采取不同层次的编制、审核、批准模式。各项管理要求及计划策划内容重点宣贯、定期检查，确保落实到位。
2.强化图纸会审，熟悉施工接口界限、设计分工界限、设备供货界限
AP1000核电技术作为国际上最先进的第三代核电技术，三门核电厂作为全球首个三代核电技术示范工程，整个工程的设计是以美国西屋公司为首的联合团队共同完成的，设计团队主要包括美国西屋公司、美国绍尔公司、上海核工程研究设计院、日本三菱重工、华东电力设计院等。在我公司承担的一期工程常规岛及BOP施工范围内的施工图纸，涉及到上述所有设计单位，图纸来源广泛，各施工图纸设计风格迥异、接口众多。同时，不同于以往常规火电项目各系统由一家设计单位独立完成，三门核电厂多数工艺系统由一家设计院来做系统设计、多家设计院分工完成施工图纸。而对于某些连接核岛厂房与常规岛厂房的工艺系统，又存在多家施工单位共同完成的情况，这些系统中的设备、管道、阀门等由三门核电业主、核岛承包商、常规岛承包商三方多家共同供货。这样的情况对于布置于常规岛厂房的核岛14个系统（即NI14个系统：是指本应布置于核岛厂房，因厂房空间受限而布置于常规岛厂房的14个系统）尤其普遍。因此，加强图纸会审，熟悉施工界限、设计分工界限、设备供货界限，了解各个系统的接口，显得非常重要。针对上述特殊情况，我们积极参加各种设计交底会，工程施工协调会，设备供货盘点会，加强外部技术沟通、内部技术管理，将各技术问题在工程施工前尽量解决，推动整个工程的进展。
3.汽轮发电机厂房为半地下式建筑物、多层布置，设备众多，拖运方案需统筹考虑
三门核电常规岛汽轮发电机厂房为半地下式建筑物，厂房按六层布置，地下两层，地上四层。各层相对标高分别为FL-16.05m、FL-7.5m、FL0m、FL8.5m、FL15.5m、FL23.2m。且不同于其它核电站的是，在汽轮发电机厂房与核岛辅助厂房之间，增设了一个五层的混凝土构筑物，与汽轮发电机厂房相连，称之为汽机房第一跨，主要用于布置NI14个系统的设备。该跨各层相对标高分别为FL-7.5m、FL0m、FL5.4m、FL10.7m、FL16.2m，轴线跨度为7682mm。整个汽轮发电机厂房结构复杂、空间紧凑，在0m层及其以下，布置有众多的设备，与常规火电厂相比，增加了设备拖运的困难。因而在这些设备安装之前，必须要结合其安装位置及整个厂房的结构，整体规划每个设备的拖运通道。
经过统筹规划，对于汽机房地下结构内布置的设备，主要通道有四条：1.汽机房扩建端0m层吊物孔；2.经汽机房扩建端0m层吊物孔吊至8.5m层，通过高压缸基础孔向下吊装拖运；3.经汽机房扩建端0m层吊物孔吊至8.5m层，通过凝结水泵吊物孔向下吊装拖运；4.经汽机房扩建端0m层吊物孔吊至8.5m层，通过#4楼梯口向下吊装拖运（#4楼梯缓建）。如下图1所示。
对于汽机房0m层设备，主要通道有四条：1.汽机房扩建端0m层吊物孔；2.汽机房F排外，T4～T5轴处临时通道；3.汽机房第一跨外E～F排处临时通道；4.汽机房A排外，T4～T7轴处临时通道。如下图2所示。
对于同一拖运通道上的设备，还必须考虑先后拖运顺序，并将这一信息及时反馈给业主物资处，确保设备供货满足一定的逻辑关系，避免部分设备到货后而不能及时拖运就位。
4.大件、重件设备多，要求配备大型起吊机械，并重点考虑设备运输、拖运通道
三门核电厂二回路主蒸汽性能参数较低（设计压力8.17MPa，设计温度316℃），而电厂的最大电功率为1251MW，势必主蒸汽流量很大，这样造成了各辅助设备尺寸较大、重量较重。事实上三门核电厂多项设备的尺寸、重量均创造了世界之最。如除氧器水箱外形尺寸为（外径×长度）为Φ4768×43617mm，重约250t，发电机定子外形尺寸为（长×宽×高）11.8×5.62×5.46m，重约445t。整个电厂中吊装运输困难最大、最复杂的属凝汽器，AP1000凝汽器采用模块化供货，由膨胀节、将军帽、凝汽器本体3部分共6块组成，其中膨胀节整体重量约为45t，将军帽由3块组成，各部分重量为52t、19t、52t，凝汽器本体由2块组成，每部分重量均为220t。组合完成后的凝汽器整体尺寸约为（纵向长度×上部横向宽度×下部横向宽度×高度）10×10×18×19.2m。
在整个核岛厂房和常规岛汽轮发电机厂房的地下四周，设计布置有综合管廊，管廊内部布置有电缆桥架及全厂生活水管道、生产水管道和消防水管道等工艺系统，综合管廊本体除覆土载荷外只考虑了20kN/㎡的地面均布载荷。而大件设备吊装时必须要经过已完成的综合管廊，吊装时设备及车辆对地载荷大大超过了综合管廊能承受的均布载荷，因而必须要考虑对综合管廊进行加固。凝汽器的吊装还必须占用部分变压器区域场地，由于整个吊装工期较长，会对电厂倒送电节点的按时完成带来一定的影响。因此，我们综合汽轮机厂房周边区域的施工情况，重点考虑设备运输、拖运方案，合理安排进度，完成了各项设备的吊装就位。
5.重视工艺小管道、仪表管、小桥架的二次设计
三门核电一期工程设计院在进行施工图纸设计时，对于口径小于2寸的工艺小管道、明敷φ50以下的仪表管及200mm以下的小桥架均不出施工图纸，而是由承包商根据现场实际情况进行二次设计。不同于以往常规火电模式，上述施工范围在施工前，承包商必须先将二次设计图纸，并报送监理、业主审核批准后才能指导现场施工。为了提高设计水平，我公司与华东电力设计院进行合作，采用设计院PDS三维软件平台模型，对三门核电常规岛工艺小管道、仪表管及小桥架的布置进行二次设计。设计图纸经过技术人员严格审核后，确定适用于现场施工的，及时上报监理、业主审核批准。批准用于施工的图纸严格受控分发，并最终作为工程竣工资料的一部分组卷移交。
6.结论
目前，国内核电事业已进入快速发展的轨道，三门核电厂作为全面引进AP1000核电技术的自主化依托项目，三门核电厂的顺利实施，将为后续国内陆续批量建设的AP1000机组积累宝贵的经验。当前，三门核电厂#1机组常规岛及BOP已全面进入安装阶段，逐步迈向施工高峰。正是因为重视施工技术管理，策划当先，做精、做细、做实各项前期准备工作，顺利完成了管理方指定的各项节点，取得了良好的效果。
作者简介：
三门核电站范文第4篇
关键词：AP1000核电站;进度
Abstract: in this paper, only three nuclear power plants in the construction progress situation makes a general description, on [the "current" referred to in this article refers to the May 19, 2011.] # unit current progress and level 3 progress made on the basic comparison, analyzes the reasons of the lagging of the construction progress and puts forward some corresponding measures.
Keywords:AP1000 nuclear power plant; progress
中图分类号：TU74文献标识码：A 文章编号：
1 前言
如何实现项目的进度目标，不仅关系到项目管理的成败，也极大地影响着项目建成后的效益问题。本文阐述三门核电站的施工进度现状，分析总结了造成工期滞后的原因并探讨性地提出了加强进度管理的相应对策。
2 当前进度与合同三级进度计划的比较
本文的当前进度是指截止到2011年5月19日时三门核电站现场的进度情况，重点参考了最新的四级进度计划。所对比的三级进度计划为联合项目管理机构（JPMO）于2009年2月27日批准的《三门AP1000核电项目1#核岛建安三级进度》，版本为REV.1。
截止到2011年5月份，相比合同三级进度计划，现场施工进度滞后严重，详见表1。
表1三门核电站现场进度滞后情况
由于1#机组施工进度先于于2#机组，所以下面仅针对1#机组各厂房的实际进度与合同三级进度进行对比。
2.1 安全壳厂房（11厂房）
11厂房实际进度和三级计划比较，见图1，详见表2。
图111厂房实际进度和三级计划比较
表211厂房实际进度和三级计划比较
结构项目 三级进度计划
（2011年5月） 实际施工进度
（2011年5月）
135’3”标高以下钢结构 施工完成 施工至96’0”，CA01\04\05模块就位安装完毕，CA03处于调整状态，CA02仍未吊装（影响96’-103’混凝土浇筑）。
135’3”标高层楼板 施工完成
153’3”标高层楼板、平台、走道等 开始施工
CA01~05结构模块 安装就位完成
屏蔽墙 施工至242'11'' 仅东侧施工至119’6”标高”(CV贯穿件影响区域未施工) ；大宗材料安装尚未完全展开。
2.2 辅助厂房（12厂房）
12厂房实际进度和三级计划比较，见图1，详见表2。
图212厂房实际进度和三级计划比较
表312厂房实际进度和三级计划比较
1区、2区、3区和4区153’楼板 施工完成 外墙施工到100’0”；1&2区100’楼板已施工完成；3-6区82’6”内墙施工完成，楼板施工完成；1-6区桥架支架已开始安装，大宗材料安装未全面展开。
5区和6区180’楼板 施工完成
100'0"~117'6''内部建筑 开始施工
DAS系统电缆铺设和端接 全面展开
大宗材料施工 全面展开
2.3 附属厂房（40厂房）
40厂房实际进度和三级计划比较，见图3，详见表4。
图240厂房实际进度和三级计划比较
表340厂房实际进度和三级计划比较
158’3”－181’0”标高钢结构、混凝土墙体、楼板 施工完成 135’6”楼板施工完成；135’3”－158’0”钢结构施工完成，混凝土墙体施工尚未开始；100’0”－117’2”倒送电房间砌块墙施工及装修已开始，所有房间的大宗材料安装尚未开始。
135’6”标高层以下所有的机械设备、通风管道、电气设备、仪表 安装完成
135’6”－158’3”标高层机械设备、通风管道、电气设备、仪表 正在安装
3 影响现场施工进度的原因分析
3.1 设计进度滞后，设计质量问题出现频繁
据国核工程公司于2009年11月底出具的一份名为《Overall Project Progress against L2 Rev. 1 for Sanmen and Haiyang》报告显示，对比合同进度，实际的设计进度存在8个月的延误。
表4 西屋联队设计活动统计（数据统计时间为2009年10月2日）
除了提交图纸时间滞后外，设计方面存在的问题还体现在：图纸升版和设计变更频繁、设计遗漏、设计错误、图纸 “HOLD”状态等方面 。
表5、表6、表7 分别是设计对模块制造、设备采购和土建施工的影响。
表5 CA02 CA03 CA05结构模块设计L3的比较
表6 设计文件对制造和采购的影响
表7 设计文件对施工的影响
综上所述，设计冻结延误势必引起设计释放时间滞后，再加上由于设计图纸本身存在的错误而产生的等待图纸澄清、设计变更以及图纸升版的时间，都直接影响了现场施工进度。因此，设计方面存在的问题已成为造成现场施工进度严重滞后的重要原因。
3.2 模块施工对土建的制约
模块化施工的应用是AP1000核电站建设的一大亮点，打破了先土建后安装的传统施工方式，实行土建和安装的并行施工，从而达到缩短工期的目的。但能够实现缩短工期的前提必须是模块化施工不存在高技术难度，各种模块必须是高质量的子件和组件，不能形成土建与安装相互影响相互制约的局面。
1#机组CA03于2011年2月22日就位。按照正常情况，接下来的工作为CA02吊装，然后便是核反应堆内部结构第7&8层混凝土浇筑。但事实是，CA03第17#组件变形严重，影响CA03与CA02的焊接。截止目前，虽然CA03变形已调整完成，但仍在等待西屋评估回复，直接导致第7&8层混凝土浇筑工序后延。
1#机组CA20于2009年6月29日吊装就位，CA20在混凝土浇筑方案上费尽周折，并于2010年4月份被国家核安全局下令暂不浇筑。浇筑方案通过后，CA20于2010年6月18日才浇筑第一层混凝土。而CA20第一层混凝土浇筑的延后直接导致辅助厂房66’6” -82’6”标高层的3、4、5区内墙无法施工，这也是该区域整体进度落后三级计划1年之多的主要原因。然而在混凝土浇筑结束后，发现CA20存在胀模现象，导致5、6区82’6”预制楼板无法吊装。
3.3 甲供设备及材料到货时间滞后
部分模块到货时间严重滞后于安装需求时间，成为反应堆厂房土建结构、大宗材料等现场施工的主要制约因素，并在一定程度上造成楼板混凝土浇筑工期的推迟。
三门核电站范文第5篇
关键词：三门核电；职业健康监护；健康；安全
【中图分类号】O213.1【文献标识码】A【文章编号】1672-3783(2012)03-0013-02
1 前言
三门核电的职业健康监护是职业健康管理体系的重要组成部分。按照国家有关法律、法规的要求，三门核电自成立起，就进行了员工上岗前和在岗期间的健康检查，特别注重对操纵员的医学监督。三门核电参照1990年5月19日开始实施的核安全导则《核电厂运行期间的辐射防护》（HAD103/04）中对于核电厂运行期间的医学监督和检查的目的、组织和职责的相关规定，同时参照《职业病防治法》、《放射工作人员职业健康管理办法》、《放射工作人员健康标准》和《核电厂操纵员的健康标准和医学监督规定》等国家有关法规和行业标准，不断学习和借鉴同行的经验，逐步建立三门核电职业健康监护体系，为三门核电的安全建设及安全运行提供有力的健康保证。
2 三门核电职业健康监护的目的和任务
三门核电职业健康监护的目的和任务，主要是：
2.1 对工作人员的健康状况进行评价。三门核电对于所有员工，在上岗前都要进行严格的健康检查和工作适任性健康评价，目的是防止有职业禁忌症的人从事相关工作，因为电离辐射是核电厂的最主要的职业病危害因素，所以要求放射工作人员的健康必须符合国家标准，上岗后每年还要进行定期健康检查和工作适任性健康评价，对于解除职业病危害因素的职工，离岗时也必须进行健康状况的评价。
2.2 保证和促进工作人员健康适应于员工的工作条件。通过上岗前和在岗期间的健康检查，及时发现并排除职业禁忌症，调整合适的岗位，保证员工的健康情况始终适应于其所从事的工作岗位。这样既有利于员工的身心健康和生命安全，又有利于核电厂的运行安全。
2.3 提供在职业或事故辐射情况下有用的原始资料。要进行异常照射情况下的医学干预，如应急照射前和照射后的医学干预，必须有原始资料做参考。通过收集和整理放射工作人员的职业史、职业病危害因素的接触史、现病史、既往史、个人史、月经婚姻史、家族史和各种健康检查资料，进行归档、分析和评价，能够确保资料的连续性、完整性和有效性，为核电厂运行管理者在应急情况下的迅速决策提供依据。“在内、外照射超过规定值的超限照射或怀疑有超限照射后，必须寻求医学咨询”时，能够提供有价值的医学处理意见或建议。在涉及到职工就医、职业病诊断、职业流行病学调查甚至于医学法律诉讼时，完备的原始健康资料也是非常宝贵的参考数据。
2.4 改善三门核电员工群体的健康状况，促进电站安全。对健康资料进行群体健康评价，有助于了解三门核电员工的整体健康状况和变化趋势，从而相应的调整职业健康管理政策，修订职业卫生相关程序，及时采取切实有效的措施，预防可能出现的疾患，消除或减轻已经发生的不良健康因素，使三门核电工作人员的整体职业健康状况不断改善，提高工作人员的整体心理和身体素质，促进电厂安全。
3 三门核电医学监督组织
三门核电目前实行公司级-处级-科级三级管理体系，医学监督功能设立在三门核电有限公司保健物理主管部门。
保健物理主管部门还负责管理三门核电现场医务室。三门核电现场医务室采用委托经营管理的模式进行运营，以实施现场急救及快速转运为主要职能。现场医务室采用24小时不间断轮班制度，为三门核电的现场急救、核事故医学应急和医学监督工作提供支持。
三门核电附近的宁波和台州当地医院具有较好的医疗条件及技术力量，能够很好的配合三门核电做好健康检查、非放射损伤救治和核事故医学应急工作。
作为多家核电站核事故场外应急医疗救援医院的苏州核工业总医院（苏州大学附属第二医院），具有先进的医疗设施、设备、条件和丰富的放射损伤临床救治经验，是三门核电实施放射工作人员医学监督和放射损伤救治的重要后援。
4 三门核电职业健康监护的实施
三门核电职业健康监护的内容主要包括：上岗前、在岗期间、离岗时和应急的职业健康检查和工作适任性健康评价，以及健康档案的管理、群体健康评价、信息反馈和医疗保障措施等。
4.1 上岗前的健康检查:上岗前的健康检查一般分为3步进行：首先，三门核电招聘新员工时，对于候选人在组织面试和考核前，必须通过一般员工所要求的健康检查，排除健康状况不符合基本要求者；其次，新聘员工报到后，立即组织健康复查，对于拟安排放射工作的新员工，还要按照《职业健康监护管理办法》和《放射工作人员健康标准》(GBZ-2002)的要求，进行包括电测听、肺功能、淋巴细胞染色体、微核等特殊健康检查，对于达不到放射工作人员健康标准的员工，在上岗前即调整到非放射工作岗位，对于常规健康检查仍然有不确定因素者，补充其他特殊检查项目以便进一步确定。
通过以上三个步骤的健康检查，可以保证三门核电的工作人员在上岗时是完全符合健康要求的，严格的上岗前职业健康监护，有利于员工的身心健康，也从源头对健康和安全进行了控制。
4.2 在岗期间的定期职业健康检查:三门核电在岗期间的职业健康检查一般每年进行一次，主要由四个部分组成：操纵员的特殊健康检查、放射工作人员的职业健康检查、其他员工的常规健康检查和针对女员工的妇科检查。
操纵员的职业健康检查由具有放射工作人员职业健康检查资格并具有较高医疗水平和条件的苏州核工业总医院具体实施。除了满足核电厂放射工作人员的常规健康要求外，还进行诸如电测听、肺功能、外周血淋巴细胞染色体、微核、非特异性酯酶、甲状腺功能等特殊检查，特别是心理测试，目前中国还没有建立评价标准，不能用于诊断，但对于核电厂筛选具有较高心理素质的操纵员，具有重要的参考价值。
三门核电引入中核集团开发的核电厂心理测试系统，为员工提供发现心理问题和解决问题的途径，目前整个系统在试运行和不断的建设完善中。
对其他员工的常规健康检查由有资质的医疗机构进行，兼顾到三门核电的放射工作特点，在检查项目上，以《职业健康监护管理办法》和《放射工作人员职业健康管理办法》为依据，参考以往健康检查中发现的健康问题，既达到了核电厂放射工作人员的一般健康要求，又能够有的放矢地开展健康评价和随访。针对女职工的妇科检查，主要出发点在于关心妇女的健康和计划生育措施的落实，检查结果也归入职业健康监护档案。
定期健康检查的周期为每年一次，特殊情况针对特殊人群临时增加检查。
4.3 离岗时和应急的健康检查:对于接触职业病危害因素的劳动者，离岗时还要进行必要的职业健康检查。对于核电厂来说，电离辐射是最主要的职业病危害因素，在应急情况下要进行必要的职业健康检查，将综合利用各种检查手段、采取最有效的措施，满足应急健康检查的需要。到目前为止，三门核电未发生过需要应急检查的相关事件。
4.4 健康档案的管理:三门核电开发了职业健康管理系统，确保所有工作人员的个人资料纳入管理系统的资料库，方便快速查询，应急使用。
三门核电个人健康档案主要包括个人健康档案清单、上岗前健康检查记录、在岗期间历年的健康检查记录、特殊作业要求的健康检查记录，健康检查结论表、放射工作人员工作适任性健康评价以及其他直接与健康相关的文件。
所有的职业健康检查资料由保健物理主管部门负责收集和保存，对健康资料进行整理后，形成健康文件，归入职业健康监护档案。
4.5 群体健康评价:三门核电的群体健康评价主要包括核电厂全体员工的基本健康状况、群体发病情况和影响群体发病的危害因素的分析及后续建议等几个方面。
员工的基本健康状况可以通过分析员工的因各类疾病缺勤情况、各类疾病的新发病人数、期末慢性病患病人数、某些疾病的高危人群情况等指标进行评价。核电厂群体发病情况则可以通过传染病发病率、慢性病发病率，职业病和职业中毒发生率、死亡率进行分析和评价。影响群体发病的危害因素分析，主要通过对健康检查异常结果的统计学分析，结合职业问诊、流行病学调查资料，找出可疑的致病因素，从而开展有针对性的群体预防保健措施，促进整体健康素质的提高。
4.6 信息反馈:三门核电职业健康监护的信息，主要向3个方面反馈：首先，反馈给公司管理层和相关处室，目的是根据员工的健康状况，及时发现职业禁忌症，调整适当的工作岗位，防止因员工的不良健康造成安全事故的发生，同时也有利于保障员工的身体健康和生命安全；其次，反馈给员工本人，员工可以通过反馈情况提高个人健康保护意识，注重个人卫生，消除不良习惯，加强锻炼，促进自身健康，员工健康状况的改善对于核电厂的安全运行同样具有重要意义，第三，反馈给职业健康检查医疗机构，及时调整和补充健康检查项目，重点关注异常健康状况，确保健康检查的针对性、准确性和健康随访的效果。
由于员工的健康状况属于个人隐私，三门核电在信息反馈措施的具体实施过程中，特别注意员工健康检查资料和健康状况的保密管理，没有职业健康管理工程师的允许，任何人不得随意查询、借阅或复印职业健康监护档案，员工仅限于查询和复印本人的健康检查资料。
4.7 医疗保障措施:公司所有员工的医疗保障，全部纳入到社会医疗保险体系，对于普通疾病，员工可以到所在地任何社会医疗保险定点医院诊治。
对于放射损伤，三门核电及时协助这些患病员工转运到放射损伤专业医疗机构诊治，对于疑难、发病率较高的常见病或疾病前状态，考虑在适当的时候，邀请高水平的临床医学、放射医学、营养学、心理学方面的专家来现场提供医疗保健及医疗信息咨询，必要时协助员工至相应的医疗机构诊治。
加强预防保健措施。对于常见的传染病，首先从源头抓起，防止病从口入，公司所有从事饮食服务相关的员工，都是经过严格健康检查和筛选，符合该行业健康要求者方可上岗，并定期检查和监控其健康状况；饮食制备过程实行严格的卫生措施。预防接种传染病疫苗，增强了员工对传染病的抵抗能力。对于已患传染病或到过强流行性的传染病疫区的员工，实行严格的隔离、医学观察、预防和治疗措施。三门核电根据公司实际情况制定了《突发公共卫生事件应急预案》，在出现类似事件过程中能够快速、有效的进行反应。三门核电为员工提供丰富的体育活动的场所和器械，经常开展各类群众性的体育比赛和健身运动，保护和促进员工的健康。
5 总结
自三门核电开工建设以来，职业健康监护工作逐步从分散的、非系统的状态发展到比较规范和完整的体系，能够有效的执行国家的法律法规和标准，在较好的完成对放射工作人员医学监督任务的基础上，逐步实现对电站所有职工的职业健康监护，保护劳动者的健康，促进三门核电的安全。目前由于三门核电尚处于工程建设和调试阶段，还不能进行全员和全方位的高标准医疗保健服务，相信在三门核电正式投入商业运行并实现产值后，职业健康监护工作一定能够发展的更快、更完善，最终实现包括心理、生理、疾病前状态的预防、疾病的诊治、患病后的康复、社会健康氛围的建立等全方位的职业健康监护和医疗保障服务。
三门核电在学习和借鉴国内其他电站职业健康管理经验的基础上，虽然已经基本形成了职业健康监护体系，但从长远发展角度出发，三门核电希望能够继续加强国内同行的交流和经验反馈，在主管单位的组织和推动下，与国内其他电站一起，建立统一的、高水平的职业健康监护体系，以尽可能少的投入达到尽可能多的效益，促进员工的健康、核电厂的经济效益和安全运行共同发展。
国内各行业管理水平参差不齐，各种职业病发生及维权案例经常见诸媒体，希望三门核电的职业健康监护体系的建立经验能为其他行业提供参照，各个行业都能形成标准化的职业健康监护体系。
参考文献
[1] 国家核安全局.核安全导则 HAD103/104 核电厂运行期间的辐射防护，1990
[2] 中华人民共和国卫生部. 放射工作人员职业健康管理办法（55），2007
[3] 中华人民共和国卫生部. 放射工作人员健康标准. 中华人民共和国国家职业卫生标准（GBZ98-2002），2002
[4] 中华人民共和国卫生部. 核电厂操纵员的健康标准和医学监督规定. 中华人民共和国国家职业卫生标准（GBZ/T164-2004），2004
三门核电站范文第6篇
【关键词】AP1000；主蒸汽；安装流程
1.工程概况
三门核电一期AP1000核电机主常规岛侧主蒸汽管道由日本三菱设计，哈动负责管道的供货。主蒸汽常规岛部分通过两路进汽管道与核岛侧主蒸汽管道连接。进汽侧管道在汽轮机发电机厂房-7.5m层汇流至主蒸汽集箱，集箱后引出四路出汽侧管道分别与主汽门焊接。主蒸汽管道设计有足够的疏水坡度，并在规定的位置处设置疏水，以排尽管道内的疏水。主蒸汽管道主要参数见表1。
2.安装方案详解
核岛侧主蒸汽管道施工滞后与常规岛侧主蒸汽管道施工。因而在常规岛侧主蒸汽管道安装过程中寻求一个科学合理的施工方案至为重要。常规岛侧主蒸汽管道存在的调整段，保证了常规岛侧主蒸汽管道安装先核岛侧安装的可能性。下面是对该情况下常规岛侧主蒸汽的安装流程。
2.1前期准备
在施工开始之前应准备好工机具、消耗性材料，并进行人员交底培训。主蒸汽管道临抛前应对其支吊架预埋板、预留孔进行测量复核。
2.2方案简介
集箱安装出汽侧管道安装进汽侧管道安装
2.2.1主蒸汽管道布置图
2.3安装方案详解
2.3.1集箱安装
主蒸汽集箱由三根管段组成，可在-7.5层地面组装成一体后，再提升到位。
a、用葫芦提升三跟管段，待提升至离地面3m时，用钢丝绳等进行固定做好保险措施。
b、在-7.5m层地面（集箱下方）布置6个1m高的支架。支架的上表面调整成同一水平面。
c、松开集箱管段上的保险，并调整链条缓慢将3根下降至支架上。调整各段的水平度，N，E方向位置，接管角度。待3根管段成一直线后，进行对口间隙调整，并做好固定。完成后续焊接工作。
d、用葫芦将集箱拉升至图纸位置。通过测工配合，确认集箱开档尺寸，接管坡度符合设计要求后，用[12槽钢对集箱进行固定。
2.3.2出汽侧管道安装
a、通过行车配合，将连接MSV处的管段PLCQA06、PLCQB05、PLCQC05、PLCQD06，临抛到位。调整管段的垂直度及对口间隙，待其合格后，进行焊接。
b、临抛出汽侧所用管段后，将管段PLCQA01、PLCQB01、PLCQC01、PLCQD01点焊至集箱相关接管上，调整4根管段的坡度，待其合格后固定连接处，并焊接与集箱处的焊口。
c、根据图纸坡度要求，组对后续的管段（除PLCQA05、PLCQB04、PLCQC04、PLCQD05）。完成后，焊接相关的焊口（PLCQA01和PLCQA02、PLCQB01和PLCQB02、PLCQC01和PLCQC02、PLCQD01和PLCQD02之间焊口只做点焊固定）。
d、割除PLCQA01、PLCQB01、PLCQC01、PLCQD01上的调整量后，焊接相关焊口。
e、割除PLCQA06、PLCQB05、PLCQC05、PLCQD06上的调整量后，安装焊接PLCQA05、PLCQB04、PLCQC04、PLCQD05。至此出汽侧主蒸汽管道安装完成。
2.3.3进汽侧管道安装
a、将进汽侧管段临抛就位（除PLJQA01、PLJQB01）。组对PLJQA02与PLJQA03及PLJQB02与PLJQB03，完成后进行加固，但不焊接。以核岛贯穿件中心为基准点，将PLJQA02与PLJQA03及PLJQB02与PLJQB03就位置相应位置，并测量其E方向上坐标。用[12槽钢制作框架，将其固定。
c、将PLJQA06及PLJQB06与集箱相应的接管进行固定，但不焊接，其坡度应严格按照图纸要求。测量PLJQA03及PLJQB02的E方向坐标。根据a和b中所测量的E方向坐标，可以割除PLJQA04及PLJQB04上的调整量。
d、组对焊接PLJQA03和PLJQA04及PLJQB03和PLJQB04。
e、割除PLJQA06及PLJQB06上的调整段后，保证坡度与对口间隙后，焊接其与集箱的焊口。
f、割除PLJQA05及PLJQB05上的调整段后，焊接管段两侧的焊口。
g、待核岛侧主蒸汽管道安装完成后，通过测量配合，明确PLJQA01及PLJQB01上的调整量后，进行割除。之后，进行组对焊接剩余焊口。
3.管道调整段处理
在考虑到现场施工实际及偏差。管道设计及预制时，在出汽侧及进汽侧相应管道上保留了150mm的调整余量。调整段可以用环形坡口机进行切口及打磨破口
3.1出汽侧调整段处理
每一路出汽侧管道的水平管道及竖直管道上有一跟预留管。以PLCQA为例，调整段PLCQA01、PLCQA05可以如下处理。
3.2进汽侧调整段处理
以PLJQA为例，调整段PLJQA01、PLJQA04、PLJQA05、PLJQA06可以如下处理。
4.安装方案推广
根据三菱主蒸汽管道施工工序，常规岛侧主蒸汽管道应待核岛侧主蒸汽管道完成后进行。但是现场核岛侧主蒸汽管道施工往往滞后于常规岛侧。三门核电1#机主蒸汽管道按照本方案进行施工，避免了工期的延后，同样保证了与核岛侧主蒸汽管道的完美组对。国内AP1000核电及后续的CP1400核电项目，都可以参照该方案进行安装。
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三门核电站范文第7篇
关键词 DWT-I；轴流屋顶风机；机械连接松动；刚度系数；阻尼系数
中图分类号：TM623 文献标识码：A 文章编号：1671-7597（2014）14-0177-02
三门核电一期工程常规岛及辅助设施厂房的排风机均采用浙江上风实业有限公司提供的DWT-I型立式轴流屋顶风机。该型号风机利用先进的CAD软件优化设计，采用高密度铸造铝合金叶轮，可通过调整风机的转速、叶片角度来适应不同的工况，具有故障率低、结构简单、节能、低噪声和易安装的特点。但是在电站的除盐水处理系统最早移交生产之后，除盐水厂房加药间与泵房间的4台屋顶风机在1个月的时间内，均由于运行中的异常振动而停运检修，导致相应厂房的空气质量较差。
屋顶风机的安装位置比较特殊，检修工器具的搬运相对较为困难。考虑到电站其他厂房的屋顶风机基本上同除盐水厂房相似，为了防止类似的故障今后在其他厂房再次出现，因此对除盐水厂房其中1台屋顶风机的异常振动进行了原因分析，并从故障根源上对该型号屋顶风机提出了相应的预防措施。
1 DWT-I型风机的结构
DWT-I型屋顶风机为轴流翼型叶片式通风机，主要由基础框架、风阀、风筒、电机、叶轮、风帽组成，如图一所示。其中基础框架直接坐落在厂房屋顶的方形水泥基座上，并由水平方向的8根螺栓压紧。风阀直接安装在基础框架内，风筒通过螺栓与基础框架相连形成空气的流通通道。电机由互成120°角的3根支架固定于风筒内，位于叶轮的下方且与叶轮直连传动。叶轮通过锁紧螺母固定在电机轴的末端，它由轮毂和叶片组成且叶片角度可调。风帽位于风筒上方，通过螺栓与风筒连接，并在排风口处设有防鸟网。
2 故障描述
除盐水厂房4台屋顶风机运行过程中出现类似于上下晃动的“隆隆”噪声，并且噪声具有一定的规律性。实地观察屋顶风机运行时，发现风机的风帽存在“抖动”的现象。按照厂家的建议，每次调整风机基础框架上的8根水平螺栓即可消除振动超标现象，但是无法彻底根除。为了进一步的分析故障原因，按图一所标记的位置对除盐水厂房4台屋顶风机进行运行状态下的振动测量之后，发现屋顶风机其中一边所对应测点的振动值均高于设计值。其中1台屋顶风机的振动测量数值如表1所示。
3 振动超标的原因分析
由于该型号风机的结构特点，无法利用振动频谱分析的方法对异常振动情况进行诊断。通过测量数据，可以推断出风机在水平方向与竖直方向上均存在受力不平衡的现象。可能由于额外的激振力（比如：喘振、建筑结构振动等）或风机内部结构上的问题（比如：叶片不平衡、电机轴承损坏、风机质量过轻等），导致受力不平衡现象在风机运行中以剧烈振动的形式展现出来，并产生噪声。
在查阅关于轴流风机振动故障方面的原因分析之后，结合DWT-I型屋顶风机的自身结构特点，认为振动超标的潜在原因如下。
1）风阀无法全开，风机偏离设计工况运行。
2）防鸟网在卡槽内未固定牢固，运行时风机的振动带动防鸟网剧烈振动。
3）风机排风口处存在异物，风机偏离设计工况运行。
4）电机紧固螺栓松动。
5）风机叶轮平衡失效。
6）电机轴承损坏。
7）水泥基座不平整，风机基础框架未同水泥基座充分接触。
通过对风机进行解体的方法，对上述潜在的原因进行逐项排查。在解体过程中，对于上述7项潜在原因，仅发现电机支架同风筒间的紧固螺栓存在松动现象，并且竖直方向振动数值高于设计值一侧的水泥基座砂浆层已经断裂移位。因此，初步确定异常振动的原因为电机紧固螺栓松动和风机基础框架未同水泥基座充分接触，它们均属于常见的机械连接松动现象。
由上述公式可以看出，当角速度、阻尼系数C一定时，对于旋转机械而言，振动速度V与弹性元件的刚度系数K成反比关系。弹性元件的刚度系数K越小，则相应的振动速度V越大，且变化趋势较大。然而，电机同风筒的紧固螺栓松动或风机基础框架未同水泥基座充分接触时均会导致整个风机的刚度系数K变小，所以当刚度系数K降低到一定值时，屋顶风机出现了振动超标的现象。
为了验证上述结论的有效性，对除盐水厂房4台振动超标屋顶风机的水泥基座进行修复、抹平，并紧固了风机的所有紧固螺栓。然后，重新对屋顶对风机进行振动测量，其中1台屋顶风机的振动数值如下所示。事后，在观察除盐水厂房4台屋顶风机运行状况时，发现至今未再出现振动超标现象。
4 异常振动的预防措施
通过对DWT-I型屋顶风机的异常振动进行原因排查与分析之后，可以看出机械连接松动对该型号屋顶风机的运行存在着较大的影响，甚至为该型号屋顶风机振动故障的主要原因。在该型号屋顶风机运行工况与结构尺寸不变的情况下，为了防止类似的故障再次发生，可考虑适当地增加屋顶风机的刚度系数K和阻尼系数C，因此，对DWT-I型屋顶风机可提出如下预防
措施。
1）水泥基座验收时应关注其表面的水平度和硬度，尤其是水泥基座侧面的硬度。DWT-I型屋顶风机在安装时，主要由水平方向的8根螺栓进行固定，水泥基座比较容易因螺栓对其施加的水平力而出现断层现象。
2）联系风机设计单位为风机水泥基座和基础框架间增设合适的橡胶减振器，增大风机整体的阻尼系数C，从而减少风机的振动。
3）屋顶风机安装到水泥基座上后，应保证风机的基础框架同水泥基座充分接触，可采用“手锤敲击”的方法进行检测。
4）安装时，风机连接螺栓应按要求进行紧固。对于电机支架部分，在紧固完成之后，螺栓应配置相应的防松动部件。
5）如果条件允许，DWT-I型屋顶风机尽量采用预埋式的地脚螺栓进行固定。
5 小结
DWT-I型屋顶风机结构简单，发生故障的原因也相对单一。安装或运行过程中必须对机械连接松动情况加以防范，尤其是水泥基座部分的水平度和硬度，否则日后风机运行的过程中会因机械松动的问题导致风机本身的不平衡振动得到数倍地放大，进而出现屋顶风机振动超标的现象。对于三门核电一期工程51台该型号屋顶风机，上述预防措施将减少很多日后额外的消缺工作。
参考文献
[1]王鲁济，李建沛.风机基础松动故障诊断[J].状态监测与诊断技术，2012.
三门核电站范文第8篇
关键词：核电站；超声波液位计；工作原理
中图分类号：P747 文献标识码：A 文章编号：1009-2374（2014）02-0031-03
1 概述
超声波液位计具有受环境影响小、测量精度高、安装简便、基本免维护等优点，常用于测量核电站各种容器内液体的液位，尤其适用于大型水箱、污水、有腐蚀性的场合。超声波液位计可以克服传统磁翻板液位计测量精度低、不便于读数和维护不方便等缺点，为核电站的安全、稳定运行提供必要的液位控制和调节信号。
本文主要介绍了超声波液位计的工作原理、技术特性，重点介绍VEGA超声波液位计在三门核电站除盐水处理系统（DTS）中的应用以及在使用过程出现的常见故障及解决方法。
2 超声波液位计的工作原理
超声液位测量仪的原理是利用超声波在气体、液体、固体中的吸收衰减的不同，根据声波从发射至接收到反射回波的时间间隔与物位高度成比例的原理来检测液位的。关系式为：
L=C×T/2
式中：
L―超声波液位计到液面的距离
C―声速
T―超声波从发射到反射的时间间隔
3 除盐水处理系统（DTS）
除盐水处理系统（DTS）是核电站BOP的重要系统之一，负责接收经预处理的化学原水，经过超滤、反渗透脱盐处理和离子交换处理，向除盐水储存与分配系统（DWS）和凝结水精处理系统（CPS）提供符合标准要求的除盐水，满足机组在各种工况下的除盐水补水要求。（1）供给核岛和常规岛系统正常运行所需的除盐水；（2）供给核岛和常规岛系统启动所需的除盐水；（3）为凝结水精处理系统提供树脂再生用水；（4）为全厂储备一定量的除盐水。
4 超声波液位计在除盐水处理系统（DTS）中的应用
4.1 超声波液位计在DTS系统中的使用情况
除盐水处理系统在室外部分布置了清水池、超滤产水箱、预脱盐水箱、除盐水箱等大型容器，系统在设计上均采用VEGASON 62型超声波液位计进行液位的精密测量，并将液位报警和连锁信号反馈给主控室，参与逻辑控制，保证液位在正常范围内，确保除盐水处理系统的安全运行。
4.2 用于DTS系统中的超声波液位计的参数设置
VEGASON 62超声波液位计在投用时，参数设置直接影响到其测量结果的准确性，其中最重要的参数是量程设置，也就是零点和满点的设置。实际应用中，需要根据超声波液位计探头的实际安装位置，正确设定探头距离容器底部高度和探头距离满量程液位的高度。
如图1，以预脱盐水箱超声波液位计（LT011）为例，设计规格书中要求液位计的测量范围（图中③范围）为0～8.0m，超声波液位计探头距离容器底部的高度（图中②范围）为8.4m，在设置量程时将0%液位对应的值设为8.4m，将100%液位对应的值设为8.4-8.0=0.4m，这样通过超声波本身的计算就可以将0～8.0m范围内的液位准确地以4～20mA的形式反馈给主
控室。
①.满量程100%（最小测量距离）；⒓.空程0%（最大测量距离）；③.测量范围（0%～100%）
图1 预脱盐水箱液位计测量范围
4.3 超声波液位计报警值设置及控制连锁
同样以预脱盐水箱液位计（LT011）为例，预脱盐水箱液位计有HH、H、L和LL等4个控制和报警信号，对应设定液位值对DTS系统的控制如下：（1）HH=7.5m，当预脱盐水箱液位高于HH时，发出“水箱液位高高报警”，提醒运行值班员水箱可能溢流，应采取停运反渗透系统措施；（2）H=7.0m，当预脱盐水箱液位高于H时，发出“水箱液位高报警”，提醒运行值班员关注预脱盐水箱高液位；（3）L=1.5m，当预脱盐水箱液位低于L时，发出“水箱液位低报警”，提醒运行值班员关注预脱盐水箱低液位；（4）LL=1.0m，当预脱盐水箱液位低于LL时，发出“水箱液位低低报警”，并触发联锁控制，停运除盐床给水泵（MP-14A/B）和反渗透膜冲洗泵（MP-13）。
5 超声波液位计在除盐水处理系统（DTS）使用中常见的故障及解决方法
VEGA超声波液位计在三门核电站除盐水处理系统（DTS）投用一年多来，总体上运行平稳，能够精确地测量各种密闭容器的液位。但是在日常维护中，也发现了一些缺陷故障，下面举三个典型实例分析超声波液位计常见的故障及解决方法：
5.1 实例一：预脱盐水箱液位计（LT011）就地与上位机显示不一致
故障描述：LT011就地液位显示值为4.0m，而上位机显示值为4.25m，差值随着液位的上升而逐渐增大。
故障分析：超声波液位计远传信号为4～20mA电流信号，在上位机上转换为对应量程的液位值，正常情况下，就地量程应与上位机设定量程保持一致，经检查发现，就地液位计的量程为0～8m，而上位机设定的量程为0～8.5m，导致在正常液位为4m时，液位计输出信号为12mA，上位机上通过转换，液位值增大为4.25m。
解决方法：对照设备定值手册，将LT011上位机量程由0～8.5m改为0～8m。
经验反馈：超声波液位计在调试期间，按照设备定值手册进行参数设定，保证就地液位计量程与上位机液位量程保持一致。
5.2 实例二：清水池A液位计（LT001A）显示满量程报警
故障描述：LT001A设定量程为0～4m，就地液位与上位机显示均为4m满量程，就地确认与实际液位不符。
故障分析：根据超声波液位计的测量原理，当探头处结露或者有水滴凝结时，超声波就会反射回回波，将结露位置判定为液位的位置，因此测量出的液位为满量程液位。
解决方法：擦拭液位计探头，将结露擦拭干净。
经验反馈：在潮湿的天气或者雨天过后，当探头安装位置密封不好时，探头处就会产生凝露现象，对这种现像最好的解决方法就是将探头安装位置密封处理或者搭设防雨装置。
5.3 实例三：化学废水池B液位计（LT082B）测量液位与实际液位偏差大
故障描述：化学废水池B液位计就地与上位机显示液位均为1.0m，且信号稳定，但就地检查经打开化学废水池B盖板发现池中液位为0.5m，超声波液位计测量值偏大0.5m。
故障分析：经现场确认，化学废水池B液位变送器内部参数设置中，探头距容器底部的距离设定值（0%液位）为4.0m，探头距离液位满量程的距离设定值（100%液位）为0.4m，即设定的量程范围为0～3.6m。而通过实际测量，探头距离容器底部的高度为3.5m，与变送器设定不一致。同时查找技术规格书，该变送器的量程设定值为0～3.1m。
解决方法：更改变送器参数设置，探头距容器底部的距离设定值（0%液位）由4.0m改为3.5m，测量值与实际液位保持一致。
经验反馈：超声波液位计在出厂时，参数设定值为变送器的最大量程，在现场调试时，应根据技术规格书设定的量程范围以及探头距离容器底部的实际高度综合设定参数值，方能使变送器正常工作。
6 超声波液位计使用中应当注意的问题
VEGA超声波液位计精度高、维护方便、故障率低，在仪表的使用与维护中应注意如下问题：
（1）在超声波液位计重新上电后，在刚开机后屏幕会显示E013错误代码，需要等待一段之后，等探头预热结束后便可正常工作，这一点对于初次使用VEGA类型液位计的维修人员至关重要。
（2）在对超声波液位计进行参数设定时，注意不要把死区设置在量程范围内。对于VEGA超声波液位计一般有0.4m的死区。在距离探头0.4m以内的范围内，由于反射回波强烈，会导致测量值不准或者波动严重，在设定量程时，100%液位的设定值必须低于死区值，确保测量的准确性。
7 结语
VEGA超声波液位计在除盐水系统（DTS）中的广泛应用，解决了传统用磁翻板液位计测量容器液位测量精度低、不便于读数和维护不方便等瓶颈，使DTS系统在安全性和经济性上都有很大提高。
通过对超声波液位计原理、应用、典型故障等分析，对今后VEGA超声波液位计的维护工作，对DTS系统的高效、安全运行均将起到积极作用。
参考文献
[1] AP1000核电站基础培训教材：电站系统与通用设
三门核电站范文第9篇
在日本福岛核泄漏事故发生后，世界各国对于核电站都持谨慎态度。本刊记者实地探访三门核电站，揭开核电的神秘面纱。
核电站施工酷似“搭积木”
位于浙江省台州市三门县境内的三门核电站，是世界上第一座采用第三代核电技术AP1000的核电站。它使用了由美国西屋公司开发的AP1000技术，不仅安全性比第二代核反应堆提高百倍，而且寿命也延长了20年，达到60年。今年2月3日，本刊记者就探访了这座正在兴建当中的核电站。
换上特制的防砸皮鞋，穿上反光背心，戴上能显示准入区域的安全帽，记者搭乘核电站专车，穿过一条隧道，来到位于海边的三门核电工程现场。这里矗立着一个巨型的钢制安全壳，壳体被巨大的塔吊包围着，壳体外遍布脚手架。
“这就是核岛，核反应堆主系统都在这里面。”三门核电站工作人员介绍说。
三门核电站采用“模块化”的施工方法来建设，AP1000核电机组共有119个结构模块和65个设备模块。在运抵核电站施工现场之前，各个模块可以在不同的工厂同时制造。而后，它们就可以在工地上像搭积木一样拼装起来，从而节约施工时间。
不过，想要搭好这些“给巨人玩的积木”，也需要起重能力超群的吊车助力。考虑到AP1000核电站建设过程中大型模块和设备较多，三门核电站于2007年引进了当时全球起重量最大的履带式大吊车。最大起吊能力达2358.2吨，可在100米起吊半径上起吊500吨以上的重物，满足施工中的起重需求。
第三代核电站强调安全
当三门核电站的施工进度稳步推进的时候，人们也不免有些担忧：这座核电站的安全性究竟如何？或者说，假如发生自然灾害或者工作人员操作失误，它会不会成为又一个“切尔诺贝利”，让核电站周围的土地成为“废土”？
“经常有人问我：‘核电站会像原子弹一样爆炸么？’人们会提出这个问题，乃至谈‘核’色变，恰恰反映出公众核能科技知识的缺乏。”三门核电站工作人员说，“‘二战’末期美国对日本广岛和长崎的核打击，给人们留下了深刻的印象，也让‘核’成为一个令人胆寒的词。不过，虽然原子弹中的核装料和核电站中的核燃料都含有铀-235或钚-239，但它们的纯度相差很大，前者高达90%以上，后者仅为3%左右，所以核电站不会像原子弹那样发生核爆炸。这就好比是高度白酒和低度啤酒一样，白酒因酒精含量高可以被点燃，而啤酒因酒精含量低，就不能被点燃。”
不仅如此，担心中国的核电站变成下一个“切尔诺贝利”也同样可谓多虑。这是因为中国的核电事业起步较晚，因此具有“后发优势”，可以选择更安全的反应堆堆型。而三门核电站采用的AP1000，属于第三代核电技术，安全性更是大幅增强。举例而言，以往核电站在发生事故时，很多应急措施需要由操作人员和工程技术人员在短时间内做出决断，但人在巨大压力下很容易判断失误，有可能导致核电站事故雪上加霜。因此，第三代核电站在保证安全方面，有意减少了“人”的因素。三门核电站使用的AP1000压水堆，在发生事故后的72小时内，无需人工干预即可自动启动安全系统，维持反应堆堆芯的完整性和乏燃料池的冷却，从而为核电站的操作人员和工程技术团队留出更长的决断时间。
从三门核电站排出的冷却水，也不像人们想象的那样会带有核辐射。三门核电站工作人员说：“三门核电站使用的AP1000压水堆，其‘双回路’的工作原理就保证了有辐射的水不会流向外界。在这个反应堆里，高温高压的一回路冷却水把热能带出反应堆，并在蒸汽发生器内把热量传给二回路的水，使它们变为蒸汽，蒸汽推动汽轮机带动发电机发电。这就好比说一回路是个热水袋，里面的水有辐射；二回路是一脸盆水，这里的水被热水袋加热，但与热水袋之间是隔绝的，因此脸盆里的水没有辐射。至于从三门湾取得的海水，只是为了冷却脸盆里的水，那么从核电站排回大海的水就更没有辐射了。”
核电不应被“妖魔化”
尽管三门核电站采用的第三代核电技术已经极大地提高了安全性，但与“核”有关的诸多负面词汇，比如“核泄漏”“核辐射”，早已随着此前的历次核事故深入人心，让不少人对核电是否真正安全充满疑虑。
自从前苏联在1954年6月建成奥布宁斯克核电站以来，人类利用核电站生产电能的历史，至今已有将近60年。在这期间，人类共经历了3次重大核事故，分别是1979年的美国三哩岛核事故，1986年的前苏联切尔诺贝利核事故和2011年的日本福岛核事故。
“这3起历史上的核电站事故，各有其起因。每一次事故，都提醒人们关注此前设计、建设和管理核电站时忽视的一些问题，让核电变得更为安全。”清华大学工程物理系副教授俞冀阳告诉记者。
俞冀阳介绍说，三哩岛核事故开始于一次工作人员的错误操作，而后，由于一系列设备故障，以及紧急情况下其他工作人员的错误操作，使一次小的故障急剧扩大，造成了堆芯熔化的严重事故。幸运的是，由于主要的工程安全设施都自动投入，而且反应堆设有几道安全屏障，因此没有造成人员伤亡，对环境的影响也极小。在三哩岛核事故之后，提高核电设备的质量和可靠性得到了全球核工业界的重视，最终催生了极为重视安全和可靠性的AP1000技术。
切尔诺贝利核事故则是一起典型的“人祸”。核反应堆自身设计缺陷，工作人员粗心大意、沟通不畅，以及为技术实验关闭一部分安全系统等因素交织在一起，最终酿成震惊世界的悲剧。在这起事故之后，核电领域迅速形成了摒弃落后技术，避免设计缺陷的意识，并建立起核电站独有的“核安全文化”。
三门核电站范文第10篇
关键词 三门核电站，AP1000，主管道，安装及焊接，特点和难点
中图分类号TM623 文献标识码A 文章编号 1674-6708（2013）94-0086-02
1 三门核电站主管道结构
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。
参考文献