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我公司稳步推进第三代核电压力容器研制工作

日期:2019-11-22 02:45:09

AP1000国产化项目取得多项突破  CAP1400自主化项目正循序推进

从刚刚结束的国家核电技术公司2012年压水堆重大专项管理工作座谈会上了解到,我公司承担的国家核电重大专项第三代核电压力容器国产化、自主化项目正稳步推进,成效显著。通过技术引进、消化、吸收和再创新,我公司承担的AP1000反应堆压力容器制造技术项目总体进展情况较好,已取得多项关键技术突破,我国首批三代核电AP1000自主化依托项目——浙江三门核电2号机组反应堆压力容器正在我公司大连核电装备制造基地循序推进,有望明年交付使用;同时,以我公司为主要责任单位申报的国家科技重大专项课题——“CAP1400反应堆压力容器研制已通过国家能源局组织的课题立项审查,按审查专家组建议完善后,课题申报和前期工作已正式启动。

日本福岛核事故后,全球核电技术升级换代步伐加快,采用非能动理念的第三代核电技术在抵御类似福岛外部事件方面优势明显,将成为今后世界核电主流技术并进入商业化应用和推广阶段。

AP1000作为先进的第三代核电技术,全面采用ASME标准,设计寿命60年,对设备和材料提出了更高要求。发展AP1000非能动压水堆第三代核电技术,通过引进、消化、吸收和再创新,建立自主品牌,实现先进核电技术的自主设计、自主制造、自主建造和自主运营,是我国核电发展坚定不移的战略目标。

“AP1000反应堆压力容器制造技术是国家科技重大专项大型先进压水堆及高温气冷堆核电站中的重要课题。为实现AP1000 反应堆压力容器自主制造,我公司作为课题牵头责任单位,与上海核工院、上核、二重、东方电气等5家单位组成创新团队,自2008年以来,在消化、吸收AP1000 图纸、技术资料的基础上,根据AP1000反应堆压力容器的制造技术要求,运用分析计算、试验验证、设备开发等手段,以专题研究的形式,针对AP1000 反应堆压力容器制造技术中接管与安全端自动TIG焊接技术及超声波检测技术11项技术专题展开联合攻关,先后完成了专题实施计划、新设备、新装置调研、开发、设计,AP1000压力容器制造工艺流程研究、焊接变形数值模拟分析、焊接工艺性试验、加工工艺试验、检测试验等一系列关键节点。

此课题内容复杂,技术难度高,涉及焊接、加工、无损检测、装配等多种专业,任务繁重。为保障课题有效实施,我公司建立了一整套有效的管理体制,公司领导亲自负责,副总工程师具体负责,科研管理部门统一协调,课题负责人组织实施,重大技术方案组织专家论证评审,推进过程中还采用专项管理、定期检查、问题协调等项目管理模式,与生产管理部门密切协作,确保项目质量与进度顺利实施。同时,与国内外著名高校、科研院所和企业密切合作,广泛交流,优势互补,协同攻关,通过对研究人员和研发管理人员有效激励,按季考核,充分调动了研发团队的积极性和创造性,课题总体进展良好,目前,我公司承担的焊接及热处理防变形技术堆芯支承块与过渡段异种钢焊接技术8项子课题已基本完成,自主设计和制造加工、装配工艺装备近十项,大部分已投产应用于产品制造,在镍基缺陷分析、焊接变形分析、结构应力分析等基础理论研究方面也取得了一定的成果。

作为我国首批三代核电AP1000自主化依托项目,三门2号机组反应堆压力容器制造受到我公司高度重视,项目启动以来一直作为重点产品组织实施,在各种关键资源分配上都予以较大倾斜。大连核电事业部专门成立了由各专业和职能部门骨干力量组成的三门2号压力容器项目攻关组,确立了以质量促进度,以资源保工期的根本原则,把保证质量作为一切工作的重心,制定了详细的专项制造计划,严格执行设计规范和工艺要求,定期协调,及时沟通,不断完善质量管理,自201131日进入锻件堆焊以来,总体进展较好,目前已完成焊材复验及工艺评定近60项,主螺栓、主螺母、垫圈等小锻件已完成粗加工。主体部件中,上筒体正在组焊第2组进口接管孔,整体顶盖在堆焊QUICKLOC接管,过渡段在与底封头组焊,下筒体已完成不锈钢堆焊及打磨探伤,整套容器整体进度质量受控,可望在明年4月底如期交货。

如果说“AP1000反应堆压力容器研制课题旨在消化吸收国外先进技术,实现自主制造,目标定位是国产化,那么“CAP1400反应堆压力容器研制则立足于消化、吸收国外先进技术、依托项目和福岛事故经验反馈的基础上进行关键设计、制造技术的再创新,创立完全自主的核电技术品牌,目标定位是自主化,实现从跟踪模仿到自主发展的历史跨越。   

“CAP1400反应堆压力容器研制是国家科技重大专项课题——“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站重大专项“CAP1400技术研发项目的核心课题。大型先进压水堆核电站重大专项的目标是:通过创新,研制出具有我国自主知识产权和更大功率的非能动安全型压水堆CAP1400,并建成CAP1400核电站示范工程。我公司已于2011年底获得CAP1400重大专项示范工程核岛主设备12号机组反应堆压力容器的制造合同。

4月下旬,在国家能源局电力司组织召开的“CAP1400反应堆压力容器研制课题立项审查会上,专家审查组一致认为,CAP1400堆芯扩大,总体性能参数提高,反应堆压力容器大锻件及设备技术要求更高,总结二代加及AP1000压力容器制造经验,开展CAP1400压力容器的攻关和试验研究,优化反应堆压力容器大锻件及设备制造技术方案,对CAP1400核岛重大设备自主设计、自主制造意义重大,十分必要。专家们还对技术路线和实施方案的合理性进行了充分论证,认为子课题设置比较合理,实施方案基本可行。

据了解,以我公司为主要责任单位的“CAP1400反应堆压力容器研制课题下设“CAP1400反应堆压力容器制造相关关键设计技术研究“CAP1400反应堆压力容器大锻件研制“CAP1400反应堆压力容器设备制造技术研究三个子课题,由我公司牵头组织,上海核工程研究设计院,国核电站运行服务技术有限公司等作为联合单位共同参与。目前,此课题申报已通过国家能源局专家的立项审查,经完善后已进入正式申报。作为CAP1400 核电压力容器承制单位,我公司已向国家核电技术公司提供了CAP1400 核电压力容器主锻件供货方案,研制课题将循序展开。

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CAP1400堆型:采用双堆布置,电功率约140万千瓦,设计寿命60年,换料周期18个月;创新设计反应堆、主系统和扶助系统;自主设计屏蔽厂房,具备抗击大型商用飞机撞击能力;优化超大型结构模块设计,降低吊装要求;进一步增强抗击地震、外部水淹等极端自然灾害的设防能力;非能动安全系统增大容量。