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谈CPR1000核电站核岛与常规岛射线检验标准在气孔与夹渣缺陷验收上的差异

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ｍｍ
（ 件 度Ｐ 工厚 ）
、
线 密 的 或 气累径 性 集 列孔拿 密 孔计大 黼 气 的直 线或分排夹 囊 内 一渣计 性密布列渣 ；度任组的 （ ）的 长ｔ 夹累 集 何
’。 。
母 材厚度
≤２ ５尺寸
≤０ ． ５ ≤０ ． ７
经 验
２ 对 于 圆 形 缺 陷 ， 需 根 据 工 件 厚 度 ， 选 择 适 合 的 ）
表 ３ Ｒ Ｃ Ｍ ２ ０ （０ ２补遗 ）规范中 Ｃ — ０ ０ ２ ０
各个级别焊缝不允许的线性排列 （ 或密集分布 ）气孔或夹渣的范围
缺 陷 评 定 区 ， 然 后 按 照 标 准 中 相 关 表 格 （ 见 表 ４ ７） 详 －
渣 缺 陷 的验 收 规 定
常 规 岛 的对 接 焊 缝 。需 根 据 焊 缝 的 接 头 形 式 来 确 定 所 执 行 的射 线 检 验 标 准 。 常 规 岛 焊 接 技 术 规 范 中 要 求 ，管 道 对 接 接 头 的 射 线 检 验 执 行 Ｄ ／８ １ ２０ ＬＴ ２ — ０ ２标 准 ， 而 支 管 接 头 、压 力 容 器对 接 接 头 及 钢 结 构 焊 接 接 头 的 射 线 检 验 则 按 Ｊ 厂４ ３ ． ２０ Ｂ ｒ ７０２ ０ ５标 准 执 行 。 虽然 常规 岛对 接 焊 缝 的射 线 检 — 验 执 行 两 部 标 准 ．然 而 这 两 部 标 准 在 射 线 检 验 的 工 艺 要 求 及 焊 接 缺 陷 的评 判 上 有 不 少 相 同之 处 ，尤 其 是 在 焊 缝 中 的 气 孔 与 夹渣 缺 陷 的 验 收 标 准 方 面 ，这 两 部 标 准 的 规 定 基 本
ｍｍ
２当 邻 个 渣 陷 间 间 小 其 较 缺 长 的６ 时 应 这 个 渣 陷 为 一 夹 处 、相 两 夹 缺 之 的 距 于 中 长 陷 度 倍 把 两 夹 缺 作 同 组 渣 理
缺 长 陷 径
缺陷点 数
≤ ｌ
１
＞￣ １ ＞￣ ２ ２ ＞￣ ３ ３ ＞￣ ４ ４ ＞￣ ６ ６ ８
于ｅ 。
（件厚 ） 工 度ｅ
母材 厚度 评定 框尺寸
≤５ ２ １ｘｌ ｏ ｏ
＞ ５１ ２ ０ ￣０ １×０ ０２
＞ｌ ０ ｏ ｌＸ０ Ｏ３
在 意１ｅ 度内 任 一组 渣的 计 任 ２的长 ． 何 夹 累 线 （ 密 布） 列 夹 性 或 集分 排 的 渣 长超 。 度 过ｅ
２ ３ ６ ｌ ０ ｌ ５
＞ ８
２ ５
注 ＪＴ７． ０ 表９ 陷 数 算 中 有 同 规 。 ：Ｂ ４０．０ 缺 点 换 表 也 相 的 定 ／ ３ ２５ ２
表 ６ 不计点数 的圆形缺 陷尺寸
在 任意１ 或１ ｍ两 中 的 度内 ２ ５ ｍ 者 较小 长 ， ｅ ０
的 要 求 对 缺 陷 进 行 换 算 及 评 级 ， 进 而 确 定 焊 缝 质 量 是
否合 格 。
表 ４ 圆形缺陷评定区
ｍｍ
焊 缝
气 或 渣 孔 夹
范 围
在 意１ 或１ｌ 任 ２ ５嘶两者 较 长 ， Ｐ ０ 中 小的 度内 级 磁
一
（密 或 集黼
的 任 线性 列 （ 集） 孔的 计 大 气孔 何 捧 或密 气 累 直径
表 ７ 圆形缺 陷的分级 评 尺寸 ｍｎ 定框 ｌ ＼、母 度 材厚 １×ｌ Ｏ ０ ｌＸ ０ ０２ １ｘ ０ ｏ３
２当 邻两 渣缺陷 的间 于其 较长缺 长度的６ 、 相 个夹 之间 距小 中 陷 倍对， 把这 夹渣 作为同 组夹 理。 应 两个 缺陷 一 渣处
（ ）常 规 岛对 接 焊缝 射 线 检 验 验 收标 准 中 对 气 孔 与 夹 ２
ｌ ２
２ ４
１ ５
３ ０
ｌ ８
３ ６
Ⅳ
缺陷点数 Ⅲ级 大于 者， 个缺陷长 单 径大于１ ｒ ／ 者 ２
注； Ｂ ４３．２ ５表 １ Ｊ／ ７０ ・ ０ Ｔ ２０ ０各级别允许的圆形缺陷点数中也有相同的规定。此外， Ｊ Ｔ７０ － ０ 的表１ 中 Ｂ ４ ．２ ５ ／ ３２ ０ ０ 还规定．当 母材公 度不同 取较薄 称厚 时， 板的厚 度。 Ｄｄ ８１ ０２ ．２ 规定： 级 Ｉ ２ ２０ 的６ ．Ｉ Ｔ ． ２． Ｉ 焊缝和 厚度小于 于５ ｍ的Ｉ 母材 或等 ｒ ａ Ｉ 级焊缝内， 评定 在 框 尺内 点数的圆 不计 形缺陷 数不得 多于１ 个， ０ 超过１ 个时， 缝质量的 应分别 ０ 焊 评级 降低Ｉ 级。 在Ｊ／ ７０ － ０ 的５ ．５ 也有 Ｂ ４３．２ ５ ．５ 中 与此相同 规定。 Ｔ ２０ １． 的
≤１％Ｔ ｒ 厚度） ． （为 ４
注 １当 邻 个 孔 问 闻 小 其 较 气 直 的６ 时 应 这 个 孔 为 一 或 一 密 ） ： 、 相 两 气 之 的 距 于 中 大 孔 径 倍 ， 把 两 气 作 同 列（ 周 组 集
气孔处 理。
注：ＢＴ７０－０ 表１不 Ｊ／ ３．２ ５ １ 计点数的 尺寸中 相同 规定。 ４ ２０ 缺陷 也有 的
注：Ｉ 相 个气 、 邻两 孔之间 距小 较 孔直 的间 于其 大气 径的６ 时， 这两 孔作 一列 （ 一 集） 倍 应把 个气 为同 或目 组密
气 孔处理 。
注：Ｂ ４ ０ －０表８缺陷 Ｊ／ ７ ．２ ５ Ｔ ３ ２０ 评定区中 相同的 也有 规定。 表 ５ 圆形缺 陷点数换算表
点 ＼ ｍ 数 ｍ
＼＼、 ≤ ＞ １＞２ ＞５ ＞ｌ ＞ ＼ １ ｌ １ ２０ ５０ ｌ ０ ５ ５ ｏ ０ ５ ￣ — ￣ ｏ ５ Ｏ 质 量级别 、
Ｉ １ ２ ３ ４ ５ ６
Ｉ Ｉ
Ｉ Ｉ Ｉ
３
６
６
ｌ ２
９
ｌ ８
相 同 ，仅 仅 在缺 陷 的 具体 测 量 与 计 算 上 存 在 一 些 较 小 的差

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CPR1000介绍

CPR1000介绍

CPR1000介绍 CPR1000介绍
核工业工程技术研究设计院
2009-06-24
前言
CPR1000是以中国广东核电集团从法国引进的百万千瓦 是以中国广东核电集团从法国引进的百万千瓦 级核电机组为基础, 级核电机组为基础,结合技术改进形成的中国大型商用压 水堆技术方案; 水堆技术方案; CPR1000是目前我国设计自主化,设备本地化,建设自主 是目前我国设计自主化, 是目前我国设计自主化 设备本地化, 化,运行自主化水平最高且以国内运行业绩最佳核电站为 参考基础的技术方案; 参考基础的技术方案; CPR1000是根据世界上同类型机组 是根据世界上同类型机组1000堆多年运行经验 是根据世界上同类型机组 堆多年运行经验 不断持续改进的技术结晶; 不断持续改进的技术结晶; CPR1000是立足于国内已有主流技术基础上的核电站; 是立足于国内已有主流技术基础上的核电站; 是立足于国内已有主流技术基础上的核电站
环路数 Loop Number
3
CPR 1000 主 要 技 术 , 经 济 指 标
总体性能指标 Total Performance Figure DNBR裕量 DNBR Allowance 裕量 机组可用率 Unit Available Rate 压力容器设计寿命 Pressure Vessel Design Lift 一回路压力 Primary Coolant Pressure 一回路温度T入 出 一回路温度 入/T出 Primary Coolant Temperature T inlet / T outlet 平均线功率密度 Average Power Density 机组额定功率 Unit Rated Power 燃料组件 Fuel Assembly 活性区高度 Active Height 换料周期 Refueling Period 堆容器内径/高度 堆容器内径 高度 Reactor Vessel Inside Diameter / Height 电厂热循环效率 Plant Thermal Cycling Efficiency 仪控系统 Instrument Control System 电厂布置 Plant Lay-out 安全壳 Containment 安全壳自由体积 Containment Free Volume 严重事故对策 Serious Accident Solution 汽轮发电机组 Turbine Generator 建设工期 Construction Period >15% ≥87% 60年 / 60 Years 年 15.5 MP 292.4℃/329.8℃ ℃ ℃ 186 W/cm 1080 MWe 157组全 的AFA3G组件 组全M5的 组件/157 sets of 组全 组件 AFA3G assembly with M5 3.66 m 18 月 / 18 Months 3.99 m/12.99 m 36% DCS 双堆 / Double Units 单层 + 钢内衬 Single Layer + Steel Lining 49000 m3 采取相应措施 Adopting the Corresponding Measure 半速机 Half Speed Engine ≤58 月/ ≤58 Months
CPR1000核电机组核岛阀门安装管理陈佳

CPR1000核电机组核岛阀门安装管理陈佳

CPR1000核电机组核岛阀门安装管理陈佳发布时间：2021-08-27T08:36:13.092Z 来源：《基层建设》2021年第15期作者：陈佳[导读] 结合CPR1000核电工程核岛系统阀门安装工作实践，对核岛阀门安装管理进行总结探讨，重点介绍核岛阀门安装管理方面的一些特点，并结合工程实践总结了一些经验。

深圳市核鹏工程监理有限责任公司广东深圳 518000摘要：结合CPR1000核电工程核岛系统阀门安装工作实践，对核岛阀门安装管理进行总结探讨，重点介绍核岛阀门安装管理方面的一些特点，并结合工程实践总结了一些经验。

关键词：核电工程；核岛阀门；安装管理；经验总结1 CPR1000项目核岛阀门安装工程特点CPR1000压水堆技术系中广核集团所拥有自主知识产权的二代核电技术路线，在国际国内核电市场拥有不菲的市场占有率，目前中广核工程公司在建的机组多采用该堆型。

该技术核电项目核岛阀门安装工程与常规项目阀门安装工程比较，有如下特点：1.1 阀门类型多、数量大，批量管理难度大CPR1000堆型一般以2台机组为一个单元，共涉及各类阀门安装数量约17630台，阀门直径从10mm至1200mm不等，以阀门类型分为截止阀、止回阀、调节阀、安全阀、闸板阀、球阀等，以阀门操作方式分为手动阀、气动阀、电动阀、自力式调节阀、先导式安全阀等，以传动方式分为远程传动机构方式和非远程传动机构方式；以连接方式分为焊接（对接焊、插套焊）、法兰连接、螺纹连接等，以阀体材质分为碳钢阀门、不锈钢阀门、铜质阀门、合金钢、衬胶阀门等，类型多、数量大，都增加了批量安装管理的难度。

1.2 部分阀门安装工作涉及核安全，安装技术要求高核岛阀门中大部分为核级阀门，在运营期间对压力、流量等定值参数的控制意义重大，甚至成为放射性控制的重要手段之一，直接与核安全相关，加之运营期维护、保养相对频繁，因此必须确保安装质量，严格执行核级设备安装要求技术要求，安装过程质量管理涉及3级QC检查验证和2级QA监督监察，多道屏障冗余控制，管理工作量大。

ASME和RSE-M规范对核电设备役前及在役检查中缺陷分析方法的比较

ASME和RSE-M规范对核电设备役前及在役检查中缺陷分析方法的比较

ASME和RSE-M规范对核电设备役前及在役检查中缺陷分析方法的比较葛亮;杨勇;徐旭光;黄超【摘要】In the pre-service and in-service inspection of nuclear powerplant equipment, the defects to be detected in the unclear class weld required for rigorous analysis and evaluation to ensure the safe operationof the nuclear plant.This paper describes the general process of defect display and takes the ASME and RSE-M codes as example to analyze the properties of defects, size normalization, correlation, and acceptance andso on.The difference between the two codes has been also summarized in the paper.%在核电厂设备役前和在役检查时,对核级焊缝中检测出的缺陷需按照相关规范要求进行严格的分析评价,以保障核电机组的安全运行.描述了在役检查缺陷显示的通用处理流程,分别以ASME规范和RSE-M规范为例,就缺陷的性质判定、尺寸归一化、相关性和验收等方面开展分析,并对两个规范间存在的差异进行了归纳总结.【期刊名称】《无损检测》【年(卷),期】2017(039)005【总页数】5页(P99-103)【关键词】核级焊缝;役前检查;在役检查;缺陷分析;ASME;RSE-M【作者】葛亮;杨勇;徐旭光;黄超【作者单位】核动力运行研究所,武汉 430223;核动力运行研究所,武汉 430223;核动力运行研究所,武汉 430223;中核核电运行管理有限公司,嘉兴 314300【正文语种】中文【中图分类】TG115.28核电厂核岛在役检查是在核电厂运行周期内，对核安全相关部件进行的定期无损检测,以及时发现新产生的缺陷，跟踪已知缺陷的扩展，并判断这些缺陷是否会对核电厂安全运行造成影响。

1000MW超超临界机组高温再热器的射线检验探讨

1000MW超超临界机组高温再热器的射线检验探讨

1000MW超超临界机组高温再热器的射线检验探讨发布时间：2021-02-19T09:14:14.690Z 来源：《电力设备》2020年第31期作者：石信海[导读] 摘要：火力发电厂1000MW超超临界机组运行中对高温再热器焊接质量要求高，且作业环境困难，检验要求严格。

（中国能源建设集团浙江火电建设有限公司）摘要：火力发电厂1000MW超超临界机组运行中对高温再热器焊接质量要求高，且作业环境困难，检验要求严格。

本工作通过合理选择射线源的透照位置和透照焦距，设计制订了最佳的透照工艺。

近年来，随着我国经济的迅速发展，用电需求量与日俱增，当前形势下，国家出台了降低能耗的产业政策，小功率机组大量淘汰，取而代之的是超超临界的大功率机组在全国兴建。

超超临界机组[1]的大规模建设也对电厂质量、稳定性及运安全行提出了全新的要求，对机组的安装质量检验就显得至关重要。

超超临界机组高温再热器部件经常发生爆管事故，会带来了巨大的经济损失。

为了降低此类事故的重复发生，对在建超超临界火力发电厂工程有必要加强高温再热器部件的无损探伤检验，使焊缝质量满足标准要求，确保电厂运行的安全稳定性。

由于高温再热器部件的特殊性，普通无损探伤方法无法满足安装要求。

本文以某电厂1000MW超超临界机组为例，从几个方面分析，制订措施，顺利完成了高温再热器的探伤要求，为机组顺利建设提供了质量保证。

1、高温再热器的特点高温再热器布置在凝渣管后部水平烟道内，管屏间间距228.6mm。

高温再热器进口管排管子规格 50.8×3.5，材质为SA-213T23,运行温度在340℃左右。

高温再热器出口管排管子规格 50.8×4.5，材质为SA-213T91, 运行温度在603℃左右。

根据DL/T869-2012标准，超超临界机组必须对设备进行100%无损探伤，射线探伤比率不低于50%。

而高温再热器设备管子都为小口径薄壁管，本机组根据业主要求，确认对高温再热器进行100%射线探伤。