台山EPR核电站核岛安装工程小管预制自动焊应用技术研究

几种模板体系在EPR核电站中的应用随着科技的不断发展，EPR核电站的建设和运营也随之改进和完善。

在这个过程中，模板技术得到了广泛应用，具体而言，几种模板体系在EPR核电站建设和运营中扮演着重要的角色。

以下是关于几种模板体系在EPR核电站中的应用的探讨。

第一，模块化设计模板体系模块化设计模板体系是在设计和生产过程中利用标准化的模块件进行组装的一种技术，它具有高效、灵活、经济等优势。

在EPR核电站的建设过程中，模块化设计模板体系可以减少设计周期，提高性价比，并且可以在大幅减少建设现场工作量的同时，优化重要建设环节。

此外，模块化设计还可以减少建筑质量缺陷，并且减少现场的危险因素，从而提高建设效率和安全性。

第二，预制化技术模板体系预制化技术模板体系是指采用工厂化的生产方式，将生产、运输、安装等环节的时间进行压缩，并通过这种方式提高功率和可靠性。

在EPR核电站的建设中，预制化技术模板体系可以通过工厂化生产方法，为核电站建设提供高效、高质量的产品，并且能够降低人员和物料的损失，从而减少核电站的建设成本。

此外，预制化技术还可以大大提高现场建设的可靠性和工作效率，从而降低了整个核电站的运行风险。

第三，信息化模板体系信息化模板体系是运用计算机、网络、数字化等技术，对核电站的信息进行集中处理和管理的一种技术。

在EPR核电站的建设和管理中，信息化模板体系可以充分利用数字化技术，实时监控和掌握核电站的生产运行状态，以及维修计划和加固策略等核心管理信息。

信息化模板体系还可以提高核电站的稳定性和安全性，实时预警和解决重要问题，从而提升核电站的运营效益和管理水平。

综上所述，模板技术是提高EPR核电站建设和运营的关键，其中模块化设计模板体系、预制化技术模板体系、信息化模板体系都具有独特的优势和适用性。

因此，在EPR核电站建设和运营中，不仅需要注重技术的更新和完善，还需要精细的规划和高效的管理，以期达到更好的效益和质量保证。

核电EPR技术简介2010-01-09 10:21前几天看到台山核电开工的新闻，了解到台山核电使用的是EPR技术，单机容量竟然达到了175万千瓦，为目前世界上单机容量最搜集了一些资料如下。

欧洲先进压水堆EPR技术1. 欧洲先进压水堆发展情况简介1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。

1998年，完成了EPR基本设计。

2000年3月，法国和德国的核安全成了EPR基本设计的评审工作，并于2000年11月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。

EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。

2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome 力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。

法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。

新一代核反应堆现已进入建设阶段。

截止2009年1月，世界上尚无已投产发电的EPR堆型商业核电站，在建的EPR堆型核电站有法国的弗拉芒维尔核电站，芬兰的奥尔位于中国广东江门的台山核电站。

台山核电站目前处于施工准备阶段，核岛主体土建工程将于2009年夏天正式开始。

2.欧洲先进压水堆EPR设计特点EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害，内层包括：（1）安全性和经济性高EPR通过主要安全系统4列布置，分别位于安全厂房4个隔开的区域，简化系统设计，扩大主回路设备储水能力，改进人机接口，系设计安全水平。

设计了严重事故的应对措施，保证安全壳短期和长期功能，将堆芯熔融物稳定在安全壳内，避免放射性释放。

EPR考虑内部事件的堆芯熔化概率6.3×10-7/堆年，在电站寿期内可用率平均达到90%，正常停堆换料和检修时间16天，运行维护成建造EPR的投资费用低于1300欧元/千瓦，发电成本低于3欧分/kWh。

台山核电站世界最大核岛筏基混凝土工程纪实
王刚
【期刊名称】《建设机械技术与管理》
【年(卷),期】2010(023)001
【总页数】4页(P43-46)
【作者】王刚
【作者单位】
【正文语种】中文
【相关文献】
1.台山EPR核电站核岛内安全壳筒体预应力管道安装技术 [J], 李政;刘柏粦;刘军
2.世界单机容量最大核电站在广东台山开建 [J],
3.台山核电站二号核岛穹顶吊装到位中国全面掌握EPR三代核电建造技术 [J], 王琳琳
4.台山CEPR核电站核岛支架优化及在施工中的应用 [J], 唐文彬;李福东
5.打造世界标杆核电站——中建电力台山项目部精细化管理纪实 [J],
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核电管道安装技术摘要：核电示范电站安装管理的发展基于安装实际经验的积累，本文结合示范工程管道安装各个阶段出现的问题，进行深入的分析，并提出解决措施和建议，探讨摸索核电示范管道安装工程管理方法，以良好的实践经验为后续的示范电站的管理做铺垫，避免同样类型的问题在后续工程的发生，或者提前制定措施，减少文中提到的问题对工程的影响，进一步形成一套良好的核电工程管道安装管理体系，为核电示范工程的推广奠定良好的基础。

核电示范电站安装管理的发展基于安装实际经验的积累，本文结合示范工程管道安装各个阶段出现的问题，进行深入的分析，并提出解决措施和建议，探讨摸索核电示范管道安装工程管理方法，以良好的实践经验为后续的示范电站的管理做铺垫，避免同样类型的问题在后续工程的发生，或者提前制定措施，减少文中提到的问题对工程的影响，进一步形成一套良好的核电工程管道安装管理体系，为核电示范工程的推广奠定良好的基础。

关键词：核电厂；管道安装；施工技术1核电建设的概况核电的建设具有周期长，工程量大的特点，要想确保核电建设的顺利进行，就必须从基础的工程建设开始管理，确保工程建设的稳定。

核电建设具有以下几个特点，一是施工的项目比较杂、多，很难把控，二是土建建设的专业技术要求高，三是用电的地方太多，机械化特点，四是施工现场的条件恶劣，质量要求高。

核电的建设复杂且困难，最重要的是在确保核电建设顺利进行的前提下，保证核电建设的安全是每一个工程的最首要任务，建立安全的建设模式使我们的方向。

2核电管道安装的基本流程开启质量计划→先决条件检查→领取合格材料→支架放线钻孔→一阶段支架（根部）安装→管段（阀门或附件）就位调整→据图下料→坡口制作→尺寸验证及清洁度检查→组对、标识并点焊→组对间隙、错边和法兰平行度检查→管口焊接→焊接后管段及法兰变形量检查→焊口检验（渗透、磁粉或射线）→二阶段支架安装（管部）→按照调试需要安装阀门及附件→系统符合性检查→系统消缺→临时管线安装→系统试压、冲洗及吹扫→试压后系统恢复→系统移交→关闭质量计划。

焊接新技术在我国核电安装领域的研究与应用王海东【期刊名称】《金属加工：热加工》【年(卷),期】2016(000)006【总页数】3页(P8-10)【作者】王海东【作者单位】核工业工程研究设计有限公司【正文语种】中文随着科学技术的不断进步以及国内人工成本的逐步上涨，自动化焊接技术因其质量稳定、焊材消耗少、焊工培训周期短及劳动强度低等特点，在核电建设安装领域得到了一些应用，并取得了良好的社会和经济效益。

中国核工业二三建设有限公司（简称“中核二三”）作为我国规模最大的核工程综合安装企业之一，近年来持续加大在核电安装技术革新方面的研发投入，取得了一些研究成果，本文将进行详细介绍。

管道焊接是核电建造安装过程中工程量最大的环节，单台百万千瓦级核电机组管道安装工程量近12.5万m。

核电管道焊接质保等级高，对于质量要求严格，现有的焊接方法主要以TIG（钨极氩弧焊）为主，效率低，工程质量受焊工技能影响大，不易保证。

因此，针对核电管道焊接采用自动焊技术是提高质量和效率，降低高技能焊工依赖度最有效的方式。

目前，中核二三公司分别针对核电站一回路主管道和波动管，二回路主蒸汽和主给水管道以及核岛辅助管道预制，开展了自动TIG焊技术的研发，其中，主管道窄间隙自动焊技术已经在我国核电安装现场得到了成功应用。

1.核电站主回路管道窄间隙TIG自动焊技术核电站主回路管道是连接核电站反应堆压力容器、主泵和蒸汽发生器等主要设备的大厚壁承压不锈钢管道，被称为“主动脉”，承担着核安全保护屏障的重要功能，属于核电厂一回路压力边界，要在高温、高压的工况下运行40年以上，对焊接质量要求非常严格。

以百万千瓦核电机组为例，单台机组共三个环路，每个环路8道焊口（见图1），主管道直径最大976mm，壁厚97mm，单个焊口采用宽坡口手工焊技术需要焊接约1个月时间，焊材消耗量大，对焊工技能要求高。

中核二三公司于2005年启动了窄间隙TIG自动焊技术的研究工作，经过近5年的技术攻关，完成全套技术的研发。

CPR1000核电站核岛主蒸汽管道自动焊工艺研究与实施摘要：CPR1000堆型核电站核岛主蒸汽系统管道焊接属大厚壁管道焊接，一直采用手工组合焊接工艺，要求焊接操作人员具备优秀的技能水平，焊接强度高，是核岛二回路中焊接质量保证的重要一环。

本文主要讲述利用成熟的窄间隙自动焊工艺，模拟核岛主蒸汽管道的焊接的要求与特点，从焊接坡口、工艺参数、焊接过程控制、加热保温装置等方面进行研究，验证窄间隙自动焊工艺的可靠性与可行性，分析具体的实施方案及相关问题的解决措施。

关键词：CPR1000 ；主蒸汽管道；窄间隙；自动焊工艺1.前言CPR1000堆型核电站核岛主蒸汽系统（VVP系统）管道负责把主蒸汽从核岛输送到常规岛，然后供应给主汽轮机及其他用汽设备从而产生电能，在核电站运行中具有举足轻重的作用，其由主蒸汽管道、主蒸汽隔离阀、机械贯穿件、主蒸汽安全阀、防甩支架以及横向限制件等特殊装置组成，特殊装置众多、结构复杂，具有施工技术繁琐和逻辑施工性较强等特点。

CPR 1000核电厂主蒸汽系统管道管径为32″，材质是P280GH,厚度32mm—39mm，主要焊接工艺是采用氩弧焊打底，手工电弧焊填充和盖面的焊接工艺，进行单层多道焊，坡口较宽，熔敷金属填充量大，焊接时需要预热、后热和消除应力热处理，该焊接工艺生产效率低，且焊工的劳动强度大，焊接周期长，更重要的是对焊工技能水平的要求较高，焊接质量不够稳定，容易受技能水平、环境等因素的影响而无法得到有效控制。

焊接过程的自动化，是近代焊接技术的一项重要发展。

它不仅标志着更高的焊接生产效率和更好的焊接质量，而且还大大改善了生产劳动条件。

自动化程度将会成为衡量现代安装行业技术水平的重要标志之一，自动焊工艺的优点是：1.生产效率高，缩短焊接施工周期；2.焊接质量高而且稳定，减少焊缝返修，焊接规范可自动控制调整，保持稳定；3.改善劳动条件，降低劳动强度。

1.主蒸汽管道窄间隙自动焊工艺研究1.焊接设备：在主蒸汽管道窄间隙自动焊工艺研究中，采用GT-VI型自动焊机，该焊机由脉冲逆变焊接电源、监控系统、遥控系统、焊接机头、焊接轨道组成，具备弧长可调节、实时监控、高频脉冲、电弧稳定等功能，能够精确地控制焊接热输入，可以以较低的热输入获得较大的熔深，从而减少了焊接热影响区和焊接变形，满足高质量的焊接需求。

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Abstract:The primary pipe automatic welding process used in nuclear power plant is an advanced welding technique. And it is widely used during the construction and maintenance phases of nuclear power plant. During the construction of CGNPC CPR1000 type PWR plant and the third generation EPR type PWR plant, the primary pipe narrow gap automatic welding process is being used. To achieve the fit-up requirement for narrow gap automatic welding, we need to do a 3D surveying and calculation. In the CPR1000 and EPR erection process, there are some differences in the surveying and calculation method because of different welding sequence. In this paper, we will explain the differences and discuss the advantage or disadvantage of each other, andto improve the 3D surveying and calculation method for the fit-up of welding.Key words:Nuclear power plant primary pipes automatic welding 3D surveying precise fit-up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。

台山核电厂一期2号机组核岛土建工程3.1第三代EPR核电站的工程重点、难点第三代EPR 核电站的工程重点、难点1．大体积混凝土筏基：反应堆厂房（HRA）包括内外安全壳和内部结构以及堆芯熔融物捕捉器；安全厂房1&4为9层，分别布置在安全壳两侧、安全厂房2&3为8层，布置在一起；燃料厂房位于反应堆厂房与安全厂房2&3相对的位置。

核岛筏基是反应堆厂房等6个厂房的共同基础，通过施工缝划分为5个施工段。

核岛反应堆厂房（HRA）筏基呈圆柱体，底标高-11.8m~ -7.85m, 厚度3.95米，直径55.6米，比岭澳核电站二期核岛筏基直径长16.6米；其它厂房呈矩形，围绕在反应堆厂房筏基周围，和反应堆厂房共用一个筏基，整体筏基体积大，一次性浇筑混凝土量多，浇筑时间长，对混凝土的施工组织和裂缝控制需要采取更加严格的施工技术和组织措施。

施工方法见《筏基大体积混凝土施工方案》。

2．安全壳内外部结构施工：核岛安全壳为双层墙体结构，其中内安全壳由预应力混凝土筒体和预应力混凝土穹顶组成，内面衬以钢衬里保证密封性；预应力筒体内径46.8m，壁厚 1.3m，筒高48.217m（标高-4.30m～+43.917m，其中-4.30m～-2.30m范围为斜锥体），配有两层水平钢束、一层竖向钢束；+43.917m 标高以上部分为预应力穹顶，其内半径32m，最高点处标高为＋58.509m，穹高14.592m，壁厚1.0m，配有两组钢束，穹顶下部与筒身的连接部分为环梁（标高+43.917m～+48.73m，内半径8m）。

外安全壳是按照抵抗诸如飞机撞击的外部危害来设计的钢筋混凝土结构。

外安全壳由钢筋混凝土筒体和钢筋混凝土穹顶组成：筒体内径53m，壁厚1.3m（暴露在外可能直接遭受飞机撞击的区域墙厚1.8m），筒高49.452m（标高-4.30m～+45.152m）；+45.152m标高以上部分为穹顶，其内半径33m，最高点标高为＋62.309m，穹高17.157m，厚1.8m，穹顶下部与筒身的连接部分为环梁（标高+45.152m～+49.446m，内半径8m）。

浅谈核电常规岛管道配管设计及加工中的问题摘要：配管设计是一项繁琐复杂的工作，需要把各相关专业的具体要求体现其中，设计水平对于设备的整体运行起着至关重要的作用。

基于对核电常规岛管道生产过程中应用配管设计及工厂预制方面的了解，对配管设计当中常见的几点问题进行简述。

关键词：核电配管设计预制加工常见问题管道是连接发站汽机以及各种辅机并使之构成系统的最重要的环节。

为了使管道的安装满足设计要求，保证电厂的长期安全运行，一般将管道及其零部件尽可能多地在专业工厂里制作与组装，以加快施工速度和节省费用。

被称之为工厂预配管。

核电是清洁能源，核电发展要面向国家战略需求。

清洁、低碳、安全、高效是未来能源发展大方向和必然趋势。

核电建设对安全的重视极高，涉核无小事，建造施工是核电安全的重要基础，所以对配管的要求更加精细，更加严格。

因核电建设工程量是火电的数倍之多，所涉及的部门和管理体系也相应复杂，顾尽量避免设计中的错误，提高工程效率重中之重。

通常情况，电站管道的基本设计工作（如管道的布置、强度计算等）是在电力设计院进行的。

配管生产图的设计部分，是依据设计院提供的管线布置图（ISO 图）和技术要求，以及设备厂家提供的资料（包括支吊架厂家资料、热控仪表厂家资料，管件厂资料，各个设备接口资料），同时考虑实际到岸管材的规格和现场条件进行二次设计，最后形成供管道组合工厂使用的管件施工详图和各种技术文件。

本文在对相关的配管设计资料进行研究分析后，简述问题如下：1、支吊架问题管道支吊架则是管道系统设计中的重要组成部分，除支撑管道重量外，还可平衡管系作用力，限制管道位移和吸收震动。

在管道系统设计时，正确选择和合理布置支吊架，是确保管道系统安全运行的关键。

支吊架的选型由设计院根据管线的情况选择，具体支吊架结构的设计由支吊架厂家完成。

而对于如有双向限位作用的管夹XD5类型来说，一般设计院只考虑把管夹的位置让出来大约距离支吊架中心300MM左右，可经过支吊架厂家选取卡块焊接后支吊架所占用管道的宽度达到600左右才能保证支吊架的安装，所以很多时候要工厂预制时才能发现，再去修改支吊架的形式，或者调整相关附件或焊口的位置，造成浪费且耽误工期。

【核电】广东台山核电站——国际EPR的标杆台山核电站是中国广东核电集团在广东省内开工建设的第四座核电站，目前规划建设4台压水堆核电机组，一次规划，分期建设，一期建设2台机组，其所采用的是EPR三代核技术，是国际EPR标杆工程。

台山核电站是一个中外共同开发建设的第三代先进核电技术项目，一期工程建设两台EPR三代核电机组，单机容量为175万千瓦，是目前世界上单机容量最大的核电机组。

一号核岛于2008年8月26日开始负挖，建设工期为52个月，预计一号机组于2013年12月投入商业运行，2号机与1号机间隔10个月开工和投产。

目前规划建设6台压水堆核电机组，一次规划，分期建设，一期建设2台机组，其所采用的EPR三代核电机组，是当前国内所采用的最新核电技术。

台山核电厂址位于广东省台山市赤溪镇腰古村东北方约1.2km处，厂地处沿海山区，三面环山，东南面临海。

厂址西方距阳江市区直线距离约80km。

西北方位距台山市区直线距离约44km。

东北方位距珠海市直线距离约约73km。

东北方位距澳门特别行政区直线距离约67km。

北方位距江门市区约75km，规划建设用地800公顷、用海200公顷。

台山核电作为中国广东核电集团未来的核电技术EPR方向的实施公司，必将成为整个中广核集团乃至整个中国核电业关注的焦点。

现在，因阳江核电与台山核电地域上相距不远，中广核集团出于集约化的战略考虑对阳江、台山进行项目置换，即台山以后发展EPR新项目，并对两公司创造性地提出了台阳一体化管理，同时集团也在考虑“大运营”、“大工程”管理模式。

台山核电项目是一个中外共同开发建设的第三代先进核电技术项目，其核岛设计供货由法国阿海珐集团与中广核工程公司、中广核设计公司组成的联合体承担。

根据中广核与法国电力集团签订的合同，双方将合资建设、运营采用欧洲先进压水堆核电EPR技术的广东台山核电站一期工程(2×170万千瓦)，由中广核集团控股成员公司台山核电合营有限公司负责建设和运营，法国电力公司投资参股。

广东台山核电站来源：中国核工业二三建设有限公司 (2009-12-28) 〖大中小〗广东台山核电站位于台山市赤溪镇，是迄今为止中法两国在核能领域的最大合作项目，也是我国首座、全球第三座采用EPR三代核电技术建设的大型商用核电站。

该核电项目规划建设6台核电机组，一期工程建设2台欧洲压水堆(EPR)机组。

台山核电厂一期工程建设d 2台EPR型压水堆核电机组，单机容量175万千瓦，是目前世界上单机容量最大的核电机组。

单台机组建设工期52个月，预计2013年底首台机组投入商业运行。

该工程为中法合资项目，总投资约500亿元。

台山核电站作为一个中外共同开发建设的第三代核电技术项目，其核岛设计供货由法国阿海珐集团与中广核工程公司、中广核设计公司组成的联合体承担，中方承担的设计工作和供货份额超过50%，主设备本地化比例达到50%；汽轮发电机组由中国东方电气集团与法国阿尔斯通公司（ALSTOM）提供，其中中方份额达到2/3；常规岛设计供货由中广核工程公司牵头，与中广核设计公司、阿尔斯通公司及广东电力设计院组成联合体承担；电站辅助设施的设计供货由中广核工程公司承担。

项目业主广东台山核电有限公司承担工程项目管理和生产运营，并联合国内施工单位和中广核工程公司完成建安施工和调试等工作。

通过中外双方共同建设模式，台山核电项目将加快实现EPR三代核电机组在设计、设备制造、建安施工、调试和运营等全方位的自主化目标，为积极推进我国核电建设作出新的贡献。

项目建成后，年上网电量可达260亿千瓦时。

建设台山核电不仅可有效缓解广东省电力长期紧张局面，促进广东省能源结构优化调整，而且对推进广东省进一步加强国际合作发展核电产业具有重要意义。

台山核电站的建设对于我国加快核电建设步伐，紧密跟踪世界先进核电技术，培养高素质核电人才，加快实现三代核电机组在设计、设备制造、土建、安装、调试和运营等全方位的自主化目标，为推进我国核电建设作出新的贡献。

同时，对贯彻落实科学发展观，加快广东省资源节约型、环境友好型社会建设，进一步优化广东省电网结构和能源结构，发展核电装备制造业，实现广东能源、经济和生态环境可持续协调发展具有积极作用。

百度文库 - 让每个人平等地提升自我！第二章图纸概述2.1图纸的构成2.2图纸的状态2.3各种图纸设计单位及相关关系2.4图纸上图例符号及缩写字母代号2.5管道及支架的定位依据2.6厂区坐标系统2.1图纸的构成要了解管道、支架的位置尺寸，首先应了解表示这些位置尺寸的图纸的构成情况，台山一期核电站核岛部分管道设计是由以下图纸构成：2.1.1 3D-CAD模型与CPR1000不同，EPR堆型采用的是三维设计，将提供了整个核岛的3D视图，包括厂房，设备和部件。

3D模型的应用取代了以前所有类型的布置图。

管道3D-CAD模型将包含公称直径DN≥50的所有管道。

另外，其还将包含上述管道系统（必要时，包括保温层）的支架结构。

必要时，在设计阶段，3D模型中也可绘制小孔管线（DN<50）.(1)3D-CAD模型中所示的其他信息：➢管道标识码；➢管道尺寸/独立部件；➢电站运行时，通道受限处各种尺寸的管道；➢DN<50的管道，若其加上热绝缘层的直径大于50mm时，则将绘制在3D模型中；➢对于其他小孔管道和支架（小于上述部件），若其不包含在3D模型中，则应留出其在路径上的空间位置，以免发生冲突；➢在线阀门和仪表；➢支架位置；➢焊缝（定期检查）仅作为数据库属性，而非图示；➢技术属性（P&ID基础数据）；➢房间号；➢保温层；➢安全壳内各种尺寸的管道贯穿。

(2)3D-CAD模型中所示的管道支架其他信息；➢管道支架标识码；➢管道支架的类型/一般几何形状；➢支架功能。

3D模型中与设备清单、基本文件和图纸实行动态连接。

在安装施工区域，按照不同安装阶段，打印出不同内容安装三维图，张贴在现场图板上，提供直观的房间布置视图，以指导现场安装施工，最大程度发挥三维设计功能，有助于减少现场FCR的数量，相应的对安装精度要求也将提高。

2.1.2管道等轴图（1）等轴图是将系统的某一管线或某几根管线按照设计划分原则分成若干段，每一段按类似正轴测图的方向汇制而成。

TP304L大口径厚壁不锈钢管道焊接发布时间：2023-02-17T08:00:45.874Z 来源：《工程建设标准化》2022年10月19期作者：董虎[导读] 本文主要介绍了台山核电站一期工程2#机组常规岛项目高压给水系统材质为TP304L的大口径厚壁不锈钢管道在安装过程中，通过一系列严格的焊接工艺措施和焊接操作技巧董虎中国能源建设集团广东火电工程有限公司广东省广州市 510000摘要:本文主要介绍了台山核电站一期工程2#机组常规岛项目高压给水系统材质为TP304L的大口径厚壁不锈钢管道在安装过程中，通过一系列严格的焊接工艺措施和焊接操作技巧，有效地保证了管道安装焊接质量，对今后类似大口径厚壁不锈钢管道的焊接可提供良好的借鉴作用。

关键字：TP304L;大口径;厚壁;不锈钢管;焊接工艺一、前言随着核电建设的加快，特别是核电容量和参数的不断提高，常规岛厂房管道系统采用的大口径厚壁不锈钢管道越来越多，因不锈钢材质的特殊性，焊接较为困难，特别是大口径厚壁不锈钢管道如果出现焊接缺陷将给正常施工带来较大影响，因此解决大口径厚壁不锈钢管道的焊接问题就显得非常突出。

台山核电站是一个中外共同开发建设的第三代先进核电技术项目，一期工程建设两台EPR三代核电机组，单机容量为175万千瓦，是目前世界上单机容量最大的核电机组。

其中每台机组涉及到的大口径厚壁不锈钢不锈钢材质管道较多，就高压给水系统（AHP）而言就有200多个该规格焊口，且需要进行100%VT+100%PT+100%RT的无损检验。

焊接质量要求非常高。

所以提高大口径厚壁不锈钢管道的检验合格率需要特别关注。

二、出现的问题和采取的措施2#机组高压给水系统（AHP）规格为φ457×19mm的TP304L不锈钢管道的安装焊接过程中，出现一段时间的焊接质量不理想的情况，主要存在夹渣、焊缝变形大、根部氧化、未熔合及焊缝表面成型不良，咬边等缺陷；PT一次合格率96.3%，RT一次合格率仅91.5%，远低于核电质保大纲规定的目标值（≥95%）。

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。