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。