核島

，發(fā)展前景廣闊。核島是核電站安全殼內(nèi)的核反應(yīng)堆及與反應(yīng)堆有關(guān)的各個(gè)系統(tǒng)的統(tǒng)稱，包括反應(yīng)堆廠房、核燃料廠房、控制輔助廠房、電氣廠房等。核島用潤(rùn)滑脂廣泛應(yīng)用于核島內(nèi)泵、風(fēng)機(jī)、閥門(mén)等關(guān)鍵設(shè)備軸承上，主要起到潤(rùn)滑、防護(hù)和密封的作用，是保障核電站安全平穩(wěn)長(zhǎng)周期運(yùn)行的關(guān)鍵材料。由于“核島鑒定潤(rùn)滑脂”對(duì)其耐高溫、耐輻射、長(zhǎng)壽命等方面性能有苛刻的要求，導(dǎo)致相應(yīng)的潤(rùn)滑油脂研發(fā)難度大、技術(shù)含量高，其生產(chǎn)技術(shù)長(zhǎng)期被國(guó)外品牌所壟斷，一度成為國(guó)產(chǎn)潤(rùn)滑油脂的“禁區(qū)”。中國(guó)石化石油化工

出口電功率來(lái)影響核島熱功率變化。夏季工況下發(fā)電機(jī)組出力隨著海水溫度的升高而逐漸降低，如果發(fā)電機(jī)組出力設(shè)置值過(guò)高，會(huì)導(dǎo)致反應(yīng)堆熱功率超過(guò)限值。反之，發(fā)電機(jī)組出力設(shè)置值過(guò)低，則會(huì)導(dǎo)致機(jī)組出力不足，效益降低［3］。本文采用大數(shù)據(jù)分析方法，建立夏季工況機(jī)組出力預(yù)測(cè)模型，作為機(jī)組出力目標(biāo)值的參考。某核電1、2號(hào)機(jī)組型號(hào)為AP1000，熱力系統(tǒng)主要由反應(yīng)堆、蒸汽發(fā)生器、汽輪發(fā)電機(jī)組及其相關(guān)設(shè)備、凝汽器、高低壓加熱器、除氧器、汽水分離再熱器、管道等組成。夏季工況下機(jī)組滿

孫永信一、概述核島板式換熱器(以下簡(jiǎn)稱“核島板換”)為核島各熱交換器的最終熱阱，將核島設(shè)備的冷卻水熱量傳遞給海水，其主要結(jié)構(gòu)如圖1a所示，由板片組、固定板、壓緊板、承載桿、導(dǎo)桿等組成，其工作原理如圖1b所示，其中箭頭代表為被冷卻介質(zhì)，藍(lán)色箭頭代表為冷源海水，兩種流體在板片間間隔對(duì)流，形成熱量傳遞，板片間通過(guò)密封膠條進(jìn)行密封。圖1 板式熱交換器該電廠共四臺(tái)機(jī)組，核島板換為瑞典進(jìn)口板式換熱器，板片厚度0.7mm，板片數(shù)量為508張，換熱面積為9,329m2，

路徑時(shí)間，但增加核島(一回路相關(guān)系統(tǒng))檢修關(guān)鍵路徑工作3.5 h左右。綜合整體檢修工期情況，需制定執(zhí)行空載快冷的標(biāo)準(zhǔn)，以實(shí)現(xiàn)大修工期收益。2 空載冷卻數(shù)據(jù)分析2.1 常規(guī)島與核島大修工期對(duì)比常規(guī)島與核島檢修邏輯關(guān)系如圖1所示，常規(guī)島大修工期以解列為起點(diǎn)，以具備轉(zhuǎn)水作為結(jié)束點(diǎn)；核島大修工期以解列為起點(diǎn)，以并網(wǎng)作為結(jié)束點(diǎn)；常規(guī)島與核島大修路徑匯合點(diǎn)為轉(zhuǎn)水轉(zhuǎn)汽。下文以轉(zhuǎn)水節(jié)點(diǎn)為準(zhǔn)，對(duì)比核島和常規(guī)島工期。圖1 常規(guī)島、核島檢修邏輯關(guān)系2.2 高中壓缸冷卻時(shí)間分析目

人員需要對(duì)核電站核島電氣設(shè)備安全問(wèn)題進(jìn)行重點(diǎn)把握。最好可以主動(dòng)立足于核電站核島電氣設(shè)備安裝規(guī)范，對(duì)可能影響電氣設(shè)備安裝運(yùn)行的因素進(jìn)行精準(zhǔn)識(shí)別與合理把握。并采取針對(duì)性措施，加強(qiáng)對(duì)電氣設(shè)備安裝過(guò)程的規(guī)范管理。一般來(lái)說(shuō)，電氣設(shè)備安裝質(zhì)量的合理與否往往會(huì)對(duì)電氣設(shè)備安全運(yùn)行產(chǎn)生一定影響。如果電氣設(shè)備安裝工作未落實(shí)到位或者存在質(zhì)量隱患問(wèn)題，就很容易對(duì)核電站安全運(yùn)行造成不良影響。嚴(yán)重時(shí)，可能會(huì)出現(xiàn)放射性污染物泄露或者其他環(huán)境污染問(wèn)題。針對(duì)于此，我們必須對(duì)核電站核島電氣設(shè)

系列3 代核電核島是兩回路設(shè)計(jì)，即每個(gè)核島有一個(gè)反應(yīng)堆壓力容器、兩臺(tái)蒸汽發(fā)生器，壓力容器和蒸汽發(fā)生器分別安裝在各自的工作腔室內(nèi)， 在進(jìn)行方案設(shè)計(jì)時(shí)，考慮到了在極端情況下蒸汽發(fā)生器需要更換。更換方案是在CV 鋼制安全殼頂封頭中間位置開(kāi)一個(gè)直徑約9m 的洞，在環(huán)形軌道吊車（簡(jiǎn)稱環(huán)吊）主梁上安裝一臺(tái)起重能力較大的小車，先用環(huán)吊將蒸汽發(fā)生器從腔室內(nèi)吊出擱置在環(huán)吊主梁中部的臨時(shí)支架上， 小車移開(kāi)，再用核島外部大型履帶吊將蒸汽發(fā)生器吊出核島。因此環(huán)吊設(shè)計(jì)時(shí)考慮到了蒸

質(zhì)量控制，以期對(duì)核島儀表管道設(shè)計(jì)與安裝提供一定參考。關(guān)鍵詞：核島;儀表管道;設(shè)計(jì);安裝;質(zhì)量控制引言在核島工程建設(shè)中，儀表管道是將管道上的取源部件與儀表相互連接的管道，具有連接控制的功能，發(fā)揮著至關(guān)重要的作用[1]。核島廠房具有空間小、形狀特異、物項(xiàng)多等特點(diǎn)，且儀表管道安裝進(jìn)場(chǎng)較晚，施工周期短，技術(shù)及空間限制較多，為確保儀表管道使用的精準(zhǔn)度、安全性和穩(wěn)定性，必須從設(shè)計(jì)角度出發(fā)，充分考慮多種影響因素，安裝技術(shù)人員也應(yīng)學(xué)習(xí)不同儀表管道安裝技術(shù)，制定相應(yīng)安裝計(jì)劃

0000)核電站核島設(shè)備冷卻水系統(tǒng)為核島各種安全及非安全相關(guān)系統(tǒng)提供冷卻水，在含放射性流體設(shè)備和最終熱阱之間提供了一個(gè)可進(jìn)行監(jiān)督的中間屏障，是核電站正常運(yùn)行的必要系統(tǒng)[1]。該系統(tǒng)中各種熱交換器一旦發(fā)生污垢沉積或堵塞就會(huì)嚴(yán)重降低換熱效率，材料腐蝕則可能導(dǎo)致設(shè)備泄漏，破壞屏障甚至導(dǎo)致停堆。對(duì)設(shè)備冷卻水進(jìn)行化學(xué)處理及按照一定標(biāo)準(zhǔn)控制水質(zhì)是防止系統(tǒng)發(fā)生腐蝕和污垢沉積的重要措施[2-3]，必須予以高度重視。自1951年美國(guó)試驗(yàn)增殖堆1號(hào)(EBR-1)首次利用核能發(fā)

101300）核島在核電站工程中，承擔(dān)著流體傳輸、熱量交換的重要作用，與人體相比，其作用就好比人體內(nèi)的動(dòng)脈、靜脈和毛細(xì)血管。因此，在核島建設(shè)中，管道的數(shù)量極其龐大，與此相匹配的閥門(mén)安裝也會(huì)大幅度增加，同時(shí)，核島工藝管道及閥門(mén)的質(zhì)量好壞直接決定著核電站的整體質(zhì)量，因此在核電站核島工藝中管道和閥門(mén)的安裝工程造價(jià)不菲。以下將從核電站核島工藝管道及閥門(mén)安裝工程現(xiàn)狀，以及降低造價(jià)的策略進(jìn)行具體的論述。1 核電站核島工藝管道及閥門(mén)安裝工程現(xiàn)狀隨著我國(guó)的人口激增，人們

近海岸松軟場(chǎng)地上核島結(jié)構(gòu)的地震安全性已成為亟需研究的課題。一些學(xué)者已開(kāi)展了土-結(jié)構(gòu)動(dòng)力相互作用(soil-structure interaction, SSI)效應(yīng)對(duì)核島結(jié)構(gòu)地震反應(yīng)的影響研究。Leonardo 等[1]建立集中質(zhì)量-桿系模型及殼單元、實(shí)體單元的精細(xì)有限元模型，采用等效線性模型模擬土的非線性特性，考慮SSI 效應(yīng)影響，采用SASSI 軟件對(duì)比分析了多種場(chǎng)地條件下不同模型的樓層反應(yīng)譜差異。Saxena 和Paul[2]采用等效平面應(yīng)力有限元模

2］。因此，研究核島結(jié)構(gòu)在主余震序列型地震動(dòng)作用下的動(dòng)力響應(yīng)具有一定的必要性。目前對(duì)核島結(jié)構(gòu)在主余震序列型地震動(dòng)作用下的響應(yīng)鮮少研究，大多數(shù)有關(guān)文獻(xiàn)［3-5］研究核島結(jié)構(gòu)在單一主震作用下的動(dòng)力響應(yīng)，沒(méi)有考慮到主震余震的影響。文獻(xiàn)［6］研究了主震的峰值地面加速度（PGAs）等于0.3g 即安全停堆地震動(dòng)作用下的主余震序列型地震動(dòng)對(duì)核島結(jié)構(gòu)安全殼的影響得出結(jié)構(gòu)在主余地震作用下的加速度，位移與損傷都比單一主震作用下產(chǎn)生的要大得多，但對(duì)于超設(shè)計(jì)地震下核島結(jié)構(gòu)的三向

汽量增加， 引起核島熱功率超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)的現(xiàn)象?；谏鲜霈F(xiàn)象， 有必要詳細(xì)分析除氧器抽汽回路閥門(mén)關(guān)閉時(shí)對(duì)機(jī)組功率的影響， 找出最合理的降功率數(shù)值。 在進(jìn)行定期試驗(yàn)或出現(xiàn)關(guān)閉瞬態(tài)時(shí)， 根據(jù)分析結(jié)果進(jìn)行機(jī)組降功率操作， 以保證機(jī)組、 設(shè)備以及系統(tǒng)安全。2 分析思路及計(jì)算方法介紹2.1 分析思路除氧器抽汽回路閥門(mén)在關(guān)閉一段時(shí)間后又重新打開(kāi)， 此時(shí)若機(jī)組電功率不變， 除氧器抽汽量迅速增加， 此種情況下核島熱功率也會(huì)迅速增加。為避免出現(xiàn)此處超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)的問(wèn)題， 要對(duì)如下3

要 本文敘述了核島質(zhì)量檢查管理工作中的有關(guān)問(wèn)題，包括職責(zé)、人員、培訓(xùn)、記錄、接口等方面，并對(duì)問(wèn)題進(jìn)行分析，最后提出處理意見(jiàn)。關(guān)鍵詞 核島 質(zhì)量檢查 管理 問(wèn)題 處理此總結(jié)旨在指出核島安裝過(guò)程中有關(guān)質(zhì)量方面存在的問(wèn)題，提出解決問(wèn)題的對(duì)策和方法，并為盡可能改進(jìn)完善工作提出意見(jiàn)，目的是讓施工部門(mén)引起足夠重視，使現(xiàn)場(chǎng)施工過(guò)程中發(fā)生的質(zhì)量問(wèn)題更少，實(shí)現(xiàn)質(zhì)量與進(jìn)度的雙贏。此文盡可能對(duì)現(xiàn)場(chǎng)安裝過(guò)程中存在的制約實(shí)現(xiàn)質(zhì)量目標(biāo)的問(wèn)題進(jìn)行總結(jié)，有管理方面的，有純粹個(gè)人方面的，

陽(yáng) 王紅艷摘要：核島，本系統(tǒng)參照大亞灣核電廠，通過(guò) SolidWorks 進(jìn)行核島的模型繪制，繪制出整個(gè)核島中的反應(yīng)堆壓力容器、蒸汽發(fā)生器、主泵、穩(wěn)壓器和管道等設(shè)備系統(tǒng)的三維立體模型。之后利用 3D Studio Max 將模型轉(zhuǎn)化為 3DS 文件格式，最后導(dǎo)入到 unity3D 中，進(jìn)行程序編輯，使用此軟件來(lái)搭建用于核島 3D 裝配圖展示和核島 3D 漫游的設(shè)備可視化框架，實(shí)現(xiàn)拆卸、組裝、零件示意等功能。本系統(tǒng)總共設(shè)計(jì)了多達(dá) 20 個(gè)場(chǎng)景，對(duì)核島內(nèi)的每一

350300)核島廠房衛(wèi)生出入口是核電廠中工作人員輻射防護(hù)及劑量監(jiān)測(cè)的重要設(shè)施之一，各堆型核電特點(diǎn)不同。原M310堆型的核電廠的核島衛(wèi)生出入口主要參照參考電站進(jìn)行設(shè)計(jì)。隨著相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)規(guī)范的頒布、放射性污染監(jiān)測(cè)設(shè)備的發(fā)展，結(jié)合近年來(lái)在衛(wèi)生出入口設(shè)計(jì)、輻射監(jiān)測(cè)設(shè)備安裝調(diào)試、用戶運(yùn)行的經(jīng)驗(yàn)總結(jié)，為體現(xiàn) “華龍一號(hào)”作為新一代核電設(shè)計(jì)的先進(jìn)理念，開(kāi)展了核島廠房衛(wèi)生出入口設(shè)計(jì)優(yōu)化，以使核電廠核島控制區(qū)出入控制及管理更加合理、流暢、便利、高效，符合標(biāo)準(zhǔn)規(guī)范及業(yè)主的實(shí)際

性報(bào)警時(shí)一回路向核島設(shè)備冷卻水系統(tǒng)泄漏量的計(jì)算。(一)利用42K示蹤計(jì)算一回路向核島設(shè)備冷卻水系統(tǒng)泄漏量(平衡狀態(tài))。系統(tǒng)放射性持續(xù)報(bào)警時(shí)，總γ活度濃度處于相對(duì)平衡狀態(tài)，一回路的42K的活度濃度為A0Bq/L，對(duì)應(yīng)泄露時(shí)的核島設(shè)備冷卻水系統(tǒng)42K活度濃度為A1Bq/L。核島設(shè)備冷卻水系統(tǒng)水裝量為90m3；換水流量為F(L/h)。凈化系統(tǒng)流量為40m3/h。以t(h)的時(shí)間為例，計(jì)算泄露量Q(L/h)：B1為一回路向核島設(shè)備冷卻水系統(tǒng)的泄露42K的原子個(gè)數(shù)：

崗結(jié)合起來(lái)。1 核島工藝隊(duì)核安全文化建設(shè)方法在調(diào)試過(guò)程中，不僅要有切實(shí)有效的安全技術(shù)和工程設(shè)施、設(shè)備儀表、監(jiān)控系統(tǒng)等安全硬件措施，還要有嚴(yán)格的安全管理、安全法規(guī)、安全培訓(xùn)等安全軟件技術(shù)。核島工藝隊(duì)采取了以下措施進(jìn)行團(tuán)隊(duì)核安全文化建設(shè)。1.1 充分發(fā)揮領(lǐng)導(dǎo)作用部門(mén)領(lǐng)導(dǎo)對(duì)安全相關(guān)的言行舉止，會(huì)極大地影響員工對(duì)安全的態(tài)度，因此領(lǐng)導(dǎo)在工作中要特別注重嚴(yán)以律己，以身作則。領(lǐng)導(dǎo)要在核島工藝隊(duì)內(nèi)部建立一套業(yè)績(jī)目標(biāo)和指標(biāo)，包括文件準(zhǔn)備指標(biāo)、調(diào)試報(bào)告指標(biāo)、調(diào)試過(guò)程指標(biāo)、設(shè)備

破工程概述在3#核島爆破期間，該工程委托相關(guān)單位對(duì)每次爆破數(shù)據(jù)進(jìn)行收集，通過(guò)對(duì)監(jiān)測(cè)數(shù)據(jù)統(tǒng)計(jì)分析后指出：距離爆破區(qū)域50m以外，振動(dòng)速度已衰減至1.5cm/s以下；考慮到3#核島筏基已澆筑混凝土施工的重要性，我們?cè)诜治鰰r(shí)選取150m作為爆破效應(yīng)影響分析范圍。周邊其他待爆破開(kāi)挖基坑與3#核島之間相對(duì)距離如下表：廠房影響對(duì)象 4#核島 3#常規(guī)島 3#泵房 4#常規(guī)島 4#泵房3#核島墊層混凝土3#核島主體混凝土110m 145m 5m 35m 220m 140

了核電廠大修期間核島項(xiàng)目窗口計(jì)劃的編寫(xiě)及討論，檢修計(jì)劃的編寫(xiě)及優(yōu)化，分析了計(jì)劃編制過(guò)程中的制約因素，總結(jié)了計(jì)劃編制過(guò)程中的具體格式及詳細(xì)流程。【關(guān)鍵詞】大修；核島；計(jì)劃；項(xiàng)目核電廠大修期間的各項(xiàng)檢修工作堅(jiān)持以計(jì)劃為龍頭，嚴(yán)格按照計(jì)劃窗口和計(jì)劃工期開(kāi)展現(xiàn)場(chǎng)工作。檢修計(jì)劃是防止工作申請(qǐng)錯(cuò)過(guò)機(jī)組狀態(tài)，符合最佳檢修窗口的安排，合理進(jìn)行資源平衡。本文以核電廠大修期間核島檢修項(xiàng)目為研究對(duì)象，對(duì)核島檢修計(jì)劃的編制進(jìn)行分析和總結(jié)。一、核島檢修項(xiàng)目的確定及格式要求根據(jù)SAP

要：對(duì)于核電廠核島主制造設(shè)備而言，其焊接質(zhì)量對(duì)于其設(shè)備的整體質(zhì)量具有重要的影響。本文主要是針對(duì)核島主管道的焊接來(lái)對(duì)主設(shè)備的焊接質(zhì)量進(jìn)行了探討和研究，并從焊接技術(shù)和焊接質(zhì)量控制這兩個(gè)角度對(duì)核島主管道的焊接質(zhì)量進(jìn)行了控制，以及為提高我國(guó)核電廠核島主設(shè)備制造焊接質(zhì)量提供理論支持。關(guān)鍵詞：核島；設(shè)備制造；焊接；質(zhì)量控制中圖分類號(hào)：TG441 文獻(xiàn)標(biāo)志碼：A近年來(lái)，為有效提高我國(guó)核電廠主設(shè)備的質(zhì)量，各設(shè)備制造廠商開(kāi)始加大對(duì)設(shè)備制造過(guò)程中的各個(gè)環(huán)節(jié)進(jìn)行質(zhì)量控制力度，

。關(guān)鍵詞：核電 核島 CAO3模塊 吊裝中圖分類號(hào)：TU758 文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼：A 文章編號(hào)：1672-3791（2018）10（b）-0055-021 CA03模塊概況CA03模塊是三代核電技術(shù)AP1000核島反應(yīng)堆廠房?jī)?nèi)安全殼內(nèi)置換料水箱[1]的部分墻體。其由17個(gè)雙相不銹鋼板和型鋼[2]構(gòu)成的子模塊焊接而成，形狀如圖1所示。該模塊直立高達(dá)13m，弦長(zhǎng)達(dá)36m，弧高達(dá)14m，結(jié)構(gòu)裸重達(dá)191t，就位底標(biāo)高為 96。2 CA03模塊的安裝CA03模塊提前在核

正文：1.核電站核島廠房起重機(jī)典型安全技術(shù)的研究背景核島廠房中涉及到一定核物質(zhì)及放射性內(nèi)容，在對(duì)核島廠房起重機(jī)安全技術(shù)進(jìn)行分析的背景之下，得出的觀點(diǎn)是，核島起重機(jī)設(shè)計(jì)制造理念和常規(guī)型起重機(jī)之間的差異性比較強(qiáng)。為了能夠保證起重設(shè)備運(yùn)行安全性及穩(wěn)定性，對(duì)起重機(jī)典型安全技術(shù)進(jìn)行分析，具有一定現(xiàn)實(shí)意義。2.核電站核島廠房起重機(jī)典型安全技術(shù)概述2.1 具體設(shè)計(jì)要求核島起重設(shè)備實(shí)際運(yùn)行過(guò)程中展現(xiàn)出的特征是，使用頻率相對(duì)來(lái)說(shuō)較為低下，重載運(yùn)行狀態(tài)出現(xiàn)幾率比較高，但是從提

應(yīng)用價(jià)值的泵，在核島系統(tǒng)之中的一回路體系之中，需要通過(guò)對(duì)冷凍劑進(jìn)行驅(qū)動(dòng)，需要處理的冷卻劑主要是存在于反應(yīng)堆之中的冷卻劑，主泵主要發(fā)揮出的作用就是控制內(nèi)部的循環(huán)性流動(dòng)情況。主泵的位置一般在核島系統(tǒng)的心臟部位，應(yīng)用主泵可以幫助系統(tǒng)之中的蒸發(fā)器將熱水轉(zhuǎn)變?yōu)闊崮埽?span id="j5i0abt0b" class="hl">核島的水循環(huán)系統(tǒng)之中，一般的蒸汽發(fā)生裝置位置都會(huì)安裝一個(gè)主泵。飛輪是主泵之中一個(gè)極為關(guān)鍵的盤(pán)形零件，其主要發(fā)揮的作用幾乎等同于能量存儲(chǔ)器，本文對(duì)其AP1000核電系統(tǒng)之中的主泵的水潤(rùn)滑軸承與飛輪進(jìn)行分析

證電力穩(wěn)定供給。核島是核電站重要組成部分，主要是指安全殼內(nèi)的核反應(yīng)堆及與反應(yīng)堆有關(guān)的各個(gè)系統(tǒng)總和。核島具有重要的作用，其運(yùn)行過(guò)程是制造核裂變的過(guò)程，產(chǎn)生強(qiáng)大的蒸汽，形成電能傳輸。管道安裝是重要的工程，其支架安裝好壞對(duì)核島整個(gè)管道有著舉足輕重的影響。文章主要通過(guò)對(duì)當(dāng)前我國(guó)核島輔助管道安裝現(xiàn)狀分析與總結(jié)，進(jìn)一步提出管道安裝措施與方法，以此確保核電運(yùn)行的穩(wěn)定。關(guān)鍵詞：核島；輔助管道；安裝要點(diǎn)中圖分類號(hào)：TM623 文獻(xiàn)標(biāo)志碼：A 文章編號(hào)：2095-2945（2

超設(shè)計(jì)地震作用下核島結(jié)構(gòu)三維震動(dòng)響應(yīng)與控制研究莊初立， 張永山， 汪大洋(廣州大學(xué) 土木工程學(xué)院， 廣州 510006)建立了AP1000核島結(jié)構(gòu)(屏蔽廠房和鋼制安全殼)的ANSYS有限元模型，將ANSYS模態(tài)分析結(jié)果與既有研究成果和Midas Gen計(jì)算結(jié)果對(duì)比，驗(yàn)證了核島結(jié)構(gòu)有限元模型的正確性，基于此模型開(kāi)展安全停堆和超設(shè)計(jì)地震下的核島結(jié)構(gòu)三維震動(dòng)響應(yīng)研究，引入基礎(chǔ)隔震控制技術(shù)，研究隔震核島結(jié)構(gòu)在超設(shè)計(jì)地震作用下的震動(dòng)控制效果。研究結(jié)果表明，AP100

和參考。關(guān)鍵詞：核島；主管道；坡口加工；內(nèi)鏜1 流程簡(jiǎn)介加工一個(gè)坡口基本流程按上面步驟次序完成，三維測(cè)量對(duì)所有管段整體進(jìn)行，無(wú)需單獨(dú)測(cè)量。每個(gè)坡口對(duì)應(yīng)的尺寸略有不同，需按相應(yīng)的坡口尺寸進(jìn)行加工?？紤]到管子施工條件不一樣，將按實(shí)際情況選擇內(nèi)卡和外卡兩類坡口機(jī)。每類坡口機(jī)加工工藝有很大的差別，但不影響基本的加工流程。為了保證坡口加工的質(zhì)量，結(jié)合施工經(jīng)驗(yàn)對(duì)其中重要和關(guān)鍵的步驟進(jìn)行控制。2 余量切割的控制為保證切割的質(zhì)量，從方法和人為因素采取以下三種措施進(jìn)行控制：

時(shí)對(duì)3、4號(hào)機(jī)組核島建設(shè)的EPC工程管理模式可能存在的問(wèn)題及其對(duì)策進(jìn)行了簡(jiǎn)要闡述。對(duì)后續(xù)機(jī)組建設(shè)的工程管理模式形成一定的借鑒價(jià)值。關(guān)鍵詞：海陽(yáng)核電項(xiàng)目；核島；工程管理模式；經(jīng)驗(yàn)反饋；合同分解；信息化；標(biāo)準(zhǔn)化DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2016.24.1830 引言海陽(yáng)核電項(xiàng)目，采用AP1000非能動(dòng)先進(jìn)壓水堆技術(shù)，規(guī)劃建造六臺(tái)AP1000機(jī)組，并預(yù)留兩臺(tái)AP1000機(jī)組建設(shè)場(chǎng)地。海陽(yáng)核電項(xiàng)目一期工程，作為AP1000國(guó)產(chǎn)化依

電技術(shù)的應(yīng)用，使核島的壓力管道施工具有了種類多、分布廣和工程量大等特點(diǎn)?；谶@種認(rèn)識(shí)，本文在介紹核島壓力管道類型的基礎(chǔ)上，對(duì)核島壓力管道的安裝技術(shù)和工程管理問(wèn)題展開(kāi)了研究，從而為關(guān)注這一話題的人們提供參考。關(guān)鍵詞：核島；壓力管道；安裝技術(shù)；工程管理在使用第三代核電技術(shù)進(jìn)行核電站建設(shè)的過(guò)程中，需要完成大量核島壓力管道的安裝。而壓力管道的安裝質(zhì)量，將直接對(duì)核電站的建設(shè)質(zhì)量產(chǎn)生影響。所以，相關(guān)人員還應(yīng)該在充分了解核島壓力管道類型的基礎(chǔ)上，熟練掌握核島壓力管道的安

0059）?核電核島裝備國(guó)產(chǎn)化綜述姚 堯1，葛良全2 （成都理工大學(xué)核技術(shù)與自動(dòng)化工程學(xué)院，四川成都，610059）摘要：近幾年，受能源需求持續(xù)上漲和碳排放下降承諾的雙重壓力，繼續(xù)發(fā)展核電是我國(guó)能源戰(zhàn)略的必然選擇。為了適應(yīng)我國(guó)核電發(fā)展的需要，大力推進(jìn)核電裝備國(guó)產(chǎn)化已成為一個(gè)重大的戰(zhàn)略決策。本文以一重、東方電氣、上海電氣的核電裝備國(guó)產(chǎn)化為例，就中國(guó)核電核島裝備國(guó)產(chǎn)化進(jìn)行了概要性描述。通過(guò)對(duì)核電裝備國(guó)產(chǎn)化整體現(xiàn)狀的研究，提出今后中國(guó)核島裝備國(guó)產(chǎn)化努力方向。關(guān)鍵

nlong核電廠核島接地系統(tǒng)設(shè)計(jì)與研究范君龍 (中國(guó)核電工程有限公司， 北京 100840)摘要論述了我國(guó)第一個(gè)自主設(shè)計(jì)的核電廠核島接地系統(tǒng)的設(shè)計(jì)指導(dǎo)思想、原則及與火電廠在設(shè)計(jì)中的區(qū)別。這將為大型工業(yè)工廠的接地系統(tǒng)設(shè)計(jì)方法打開(kāi)一扇新的窗口。關(guān)鍵詞核島 接地系統(tǒng)AbstractGuidelines and principals of the first Chinese self-designed nuclear island grounding system

楊裕芳摘 ?要：核島是核電站安全殼內(nèi)的核反應(yīng)堆和與反應(yīng)堆有關(guān)的各個(gè)系統(tǒng)的統(tǒng)稱，主要功能為利用核裂變產(chǎn)生蒸汽。在核島重要廠用水系統(tǒng)管道的施工中，存在許多比較復(fù)雜的問(wèn)題，需要相關(guān)施工人員予以重視和解決。關(guān)鍵詞：核島;SEC;海水;核裂變中圖分類號(hào)：TL353+.11 ? ? ? ? ? ?文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼：A ? ? ? ? ? ? ? DOI：10.15913/j.cnki.kjycx.2015.14.110 核島的主要結(jié)構(gòu)包括核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng)

3）AP1000核島倒送廠用電分析李劍，趙瑩，謝曉東，趙忠民（國(guó)核工程有限公司，上海 200233）以實(shí)現(xiàn)AP1000核島中壓和低壓負(fù)載中心受電為目標(biāo)，確定了核島倒送電的研究方法。圍繞控制功能的實(shí)現(xiàn)開(kāi)展研究，確定了核島倒送廠用電基本電儀系統(tǒng)范圍，從工程管理的角度總結(jié)了倒送電期間設(shè)計(jì)、采購(gòu)、建造各環(huán)節(jié)需要關(guān)注的問(wèn)題，有針對(duì)性地提出了改進(jìn)意見(jiàn)，推動(dòng)了AP1000核島倒送電節(jié)點(diǎn)的實(shí)現(xiàn)。核島；倒送電；低壓負(fù)載中心；電廠控制系統(tǒng)；非1E級(jí)直流和UPS系統(tǒng)；主交流電源

入集中參數(shù)方法對(duì)核島基礎(chǔ)進(jìn)行了模擬和抗震分析，通過(guò)壓水堆核電廠核島廠房結(jié)構(gòu)在模態(tài)和時(shí)程下的數(shù)值仿真分析結(jié)果，表明非線性的地基分析能更好的模擬地基和核島的相互作用，但差距在工程允許的范圍內(nèi)。核電廠，彈簧，地震分析，系數(shù)1 概述在考慮土結(jié)構(gòu)相互作用效應(yīng)，地基巖石和土的物理特性和參數(shù)對(duì)結(jié)構(gòu)的地震響應(yīng)將產(chǎn)生重要的影響。對(duì)于這一問(wèn)題，國(guó)內(nèi)外學(xué)者已做了大量的分析和研究，積累了豐富的經(jīng)驗(yàn)，且在實(shí)際工程中得到了較好的應(yīng)用。但是考慮巖土與結(jié)構(gòu)的相互作用的問(wèn)題十分復(fù)雜，涉及到

機(jī)組被通俗地稱為核島“冷罩”技術(shù)，屬國(guó)家科技重大專項(xiàng)。由于核電站建設(shè)特別是對(duì)核島安全性的要求極高，因此為之配套的制冷設(shè)備在設(shè)計(jì)等要求上也更為復(fù)雜和嚴(yán)苛。同時(shí)，制冷離心機(jī)還需滿足抗震和低噪聲震動(dòng)，以及使用達(dá)到60 年以上等一系列要求。長(zhǎng)期以來(lái)，只有極少數(shù)的外資企業(yè)才能為核電站提供核電離心機(jī)產(chǎn)品。這項(xiàng)成果填補(bǔ)了國(guó)內(nèi)在核電制冷領(lǐng)域的空白。國(guó)家能源局科技裝備司副司長(zhǎng)黃驪認(rèn)為，格力電器所研發(fā)的核電制冷設(shè)備，最大的亮點(diǎn)是離心機(jī)組的主機(jī)機(jī)泵是自主研發(fā)，具有完全的自主知識(shí)

建一家獨(dú)大。而在核島施工工程市場(chǎng)上更是其一家獨(dú)享。但這種行業(yè)壟斷，有望在未來(lái)被其它建設(shè)公司聯(lián)手打破。2014年11月，國(guó)家發(fā)改委正式向國(guó)務(wù)院申報(bào)啟動(dòng)核電新項(xiàng)目審批。如果順利，三個(gè)核電項(xiàng)目的6臺(tái)機(jī)組（遼寧大連紅沿河5、6號(hào)機(jī)組工程、山東榮成石島灣CAP1400示范項(xiàng)目以及福建福清核電站5、6號(hào)機(jī)組），預(yù)計(jì)最快將在今年底通過(guò)正式批準(zhǔn)。這6臺(tái)核電新機(jī)組的上馬，意味著上千億市場(chǎng)的開(kāi)啟。而這上千億資金中，將有大部分被用于核電站的核島上?！氨Ｊ毓烙?jì)，一臺(tái)百萬(wàn)千瓦核電機(jī)

R1000核電站核島輔助設(shè)備安裝質(zhì)量研究林濤(中國(guó)能源建設(shè)集團(tuán)廣東火電工程總公司,廣東廣州 510000)在CPR1000核電站建設(shè)施工的過(guò)程之中,為了保證有關(guān)方面能夠全面了解和控制核島輔助設(shè)備安裝進(jìn)度,我們應(yīng)該嚴(yán)格按照相應(yīng)的標(biāo)準(zhǔn),及時(shí)檢查和控制CPR1000核電站核島輔助設(shè)備的安裝質(zhì)量。文章結(jié)合CPR1000核電站核島輔助設(shè)備安裝質(zhì)量研究的實(shí)踐情況,對(duì)工程概況和施工工藝流程進(jìn)行了較為詳細(xì)地闡述,指出了一系列有效的質(zhì)量控制措施,這些措施包括：事前控制、事中

根據(jù)AP1000核島主管道的設(shè)計(jì)特點(diǎn)和安裝要求，參考在建工程的主管道安裝方案，進(jìn)行理論分析和全尺寸模擬實(shí)踐，探討了AP1000主管道安裝方案的優(yōu)化措施，即保證主管道安裝質(zhì)量，又可以加快核島整體安裝進(jìn)度。關(guān)鍵詞：核電站；AP1000；核島；主管道；安裝引言AP1000核電技術(shù)為目前全球核電市場(chǎng)中最安全、最先進(jìn)的商業(yè)核電技術(shù)。其最大的特點(diǎn)就是設(shè)計(jì)簡(jiǎn)練，易于操作，而且充分利用了諸多“非能動(dòng)的安全體系。同時(shí)也能顯著降低核電機(jī)組建設(shè)以及長(zhǎng)期運(yùn)營(yíng)的成本，是國(guó)內(nèi)近年來(lái)大

稱工程公司）后臺(tái)核島安裝處主要承擔(dān)以下幾方面的集約化業(yè)務(wù)。（1）核島安裝、大件吊裝、現(xiàn)場(chǎng)運(yùn)輸招評(píng)標(biāo)工作；（2）EM4預(yù)制集約化管理工作；（3）核島安裝大宗材料采購(gòu)工作；（4）FCD+12前現(xiàn)場(chǎng)工作以及圖紙文件、設(shè)備催交，其他業(yè)務(wù)均由各項(xiàng)目前臺(tái)安裝處承擔(dān)。隨著多項(xiàng)目、多基地核島安裝工作的全面展開(kāi)，逐步暴露出以下幾方面的不足。（1）工作程序?qū)彶榉矫妫焊黜?xiàng)目人員投入較多，造成大量的人力成本浪費(fèi)，而且要求不統(tǒng)一，不利于標(biāo)準(zhǔn)化和成本管理。（2）上游圖紙催交：各項(xiàng)目各

開(kāi)始進(jìn)行實(shí)驗(yàn)快堆核島安裝籌備到2009年4月27日核島安裝工作完成，歷時(shí)十余載，是我國(guó)核電歷史上核島安裝工作跨時(shí)最長(zhǎng)的項(xiàng)目。在工程建造過(guò)程中，中核二三承擔(dān)了除堆容器外的核島所有設(shè)備和系統(tǒng)的安裝任務(wù)。其中，在與金屬鈉相關(guān)的系統(tǒng)和設(shè)備的安裝中，鈉冷快堆的高溫、高潔凈度、高密封性對(duì)系統(tǒng)和設(shè)備安裝有非常嚴(yán)格的要求，中核二三高標(biāo)準(zhǔn)嚴(yán)要求，采取了多項(xiàng)措施，確保安裝質(zhì)量，焊縫的一次合格率超過(guò)99%。自工程開(kāi)工以來(lái)，中核二三共安裝系統(tǒng)180多個(gè)，工藝管道近9萬(wàn)m，電纜1