0001917 秦山核电二期工程稳压器的自主设计与国产化

第24卷第2期(增刊) 2(10 3年6月核动力工程 Nuclear Power Engineering Vol 24，S1 Jun 2 003 文章编号：0258—0926(2003)s1-0168·05 秦山核电二期工程稳压器的自主设计与国产化郑剑，詹可纯，王振全中国核动力研究设计院．成都．610041 摘要：采用分析法进行稳压器的设计。为了减小热应力的危害，改善接头的受力状态，采取了降低热疲劳的措施。在Rcc-M 1级锻件的基础上，又增加了砷、锡、锑、硼等有害元素的考核指标以及金相检验的要求。稳压器的支承设计采用下封头整体锻出的凸台与裙座支承筒对接焊连接。对波动接管及其热屏蔽套管的瞬态温度场分布、喷雾接管材料的疲劳性能和塑性累积变形，以及反应堆冷却剂系统特殊构件(包括波动接管)的瞬态传热特性进行了试验和分析研究．用流体力学软件FLu肿对构件的传热性能进行了数值计算，得到了良好的试验和计算结果。关键词：核电站；稳压器；自主设计；国产化中囤分类号：TL353+．14 文献标识码：A 1概述秦山核电二期工程是600Mw级、一条标准环路为300Mw的压水堆核电站。稳压器是核岛部分一回路冷却剂系统的核一级主设备，其设计定位是核安全一级、RCC．M规范等级l级、清洁度Al级、抗震1I级、质保Q1级。这对其压力边界及重要零、部件的结构设计、材料选择以及制造、检验等提出了较高的要求。 2秦山核电二期工程稳压器的设计内容 2．1遵照的法规、规范和标准及主要技术参数 2．1．1使用的法规和规范：(1mAF核安全法规； ②HAF 0400核电厂质量保证安全规定；③HAF ()902核电厂无损检验人员资格考核④HAF 0903 核电厂焊工和焊接操作工资格考核；⑤Rcc．M：法国核电站设备设计建造规则协会(AJ℃EN)编制的《雁水堆核岛机械设备设计制造规则》(1993 年版)；⑥Rcc．E：《压水堆核岛电气设备设计和建造制造》(1993版)；tZRsEM：《压水堆核岛机械设备在役检查规则》(1993版)。 2，1．2参考的规范和标准：①中国国家标准； (参法国国家标准；③美国机械工程师协会标准。 2 2设计依据及主要技术参数稳压器的设计应满足一回路系统提出的以下设计要求(设计输入，表1)：收藕日期：2002．11．19；修回日期：2003—06—03 稳压器的主要技术特性内容详见表2： 2．3设备描述稳压器是一个立式圆筒形高温(360℃)、高压 (17．2M咿a)容器，承压壳体是由三段圆筒形壳体与上、下半球形封头组件组焊而成。设备内径为西 2100111In，壁厚为115mm，总高为1210 料为16加qD5(国产A508一Ⅲ)锻件，各接管安全端、仪表测量接管为z2cNDl8．12(N)(00 Nil4M02N)不锈钢锻件，设备内表面堆焊6mm厚奥氏体不锈钢。总容积为36矗，在满负荷运行工况下，设备内水容积为20．8mj，上部蒸汽容积为15．2In3。 2．3．1 上封头一个人孔，其内径为西406mm，采用hconel+膨胀石墨缠绕密封垫、盲板法兰的密封结构形式。人孔为安装、检查、更换某些内部表1稳压器的设计应满足的要求竺兰!塑!竺竺堡竺塑堕!!!竺壁!坐! 主要参数参数值 {殳计压力，MPa 工作压力，MPa 没计温度，℃ r作介质总容树m3 稳态运行时汽容秽{，水窖积，m’ 电加热总功率，州单根电加热元件功率，kw 17 2 15 5 360 一【H]路冷却剖 36 15 2，20 8 1440 万方数据

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秦山核电二期工程稳压器的自主设计与国产化

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NuclearPowerEngineering

Vol24S1

Jun2003

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AbslractThepressurizerisdcsignedbasedontlleanalycalIneodIIlordertomigatethetherrnal

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(1971)1993

(1944)(1967)1990

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http://d.g.wanfangdata.com.cn/Periodical_hdlgc2003z1045.aspx