AP1000技术难点

AP1000技术焊接难点简介三门核电有限公司刘琼2007年9月23日摘要：AP1000机组作为原型堆将首次在三门厂址进行建造，很多直接影响电站运行的新技术一直是备受关注的焦点，本文简要介绍了AP1000主管道钢制安全壳（CV）及反应堆压力容器的焊接技术难点，旨在为将来工程的顺利实施提供素材和思路。目录1.AP1000概述2.AP1000主管道的安装与焊接3.钢制安全壳4.AP1000反应堆压力容器5.结论1AP1000概述西屋电气公司的AP1000先进非能动型压水堆是在AP600的基础上设计开发的百万千瓦级压水堆。设计AP1000是为了实现高安全性和良好的运行性能记录，虽然它仍然延续了成熟的压水堆技术，但其主要的特点是依靠自然力来保证电站的安全特性，即应用非能动安全系统。非能动安全系统设计采用加压气体、重力流、自然循环流以及对流等自然驱动力，不使用泵、风机或柴油发电机等能动部件。非能动系统的使用使核电厂的设计比传统的压水堆核电厂有显著的简化，例如阀门减少了50%，安全级管道减少了80%，电缆减少了70%，泵减少了35%，抗震厂房减少了45%，图1比较直观的反映了简化的百分比。这样的简化设计不仅可以缩短施工工期，还具有便于运行和维修（使维修活动最小化）、降低造价等优势。图1AP1000非能动安全系统部件和材料数量简化百分比2AP1000主管道的安装与焊接2.1AP1000主管道概述2.2AP1000主管道焊接方案2.3AP1000主管道窄间隙焊接与常规机组（以秦山核电二期为例）主管道传统焊接方法比较2.4AP1000主冷却剂管道焊接技术难点2.1AP1000主管道概述AP1000核电站主冷却剂管道包括两个环路（指一个堆），每个环路包括1个热段管段和2个冷段管段，每个管段包括2道焊口，其中一道焊口连接反应堆压力容器，另一道焊口连接蒸汽发生器（对热段）或主泵（对冷段），整个主冷却剂管道总共12道焊口。主管道结构参见图2。图2AP1000主管道结构图主冷却剂管道的材料为316LN超低碳不锈钢整体锻件，通过热弯和热挤压形成弯头和制造管口，其中热段直径（外径）37.5英寸，厚度3.25英寸，冷段直径（外径）27英寸，厚度2.56英寸。AP1000采用全锻件式主管道是设计方面的要求。整体锻造管道，消除了焊缝、降低了成本、减少了在役检查的工作量。总体安装思路是先将主管道就位、压力容器安装，待蒸发器到货后先将它安装就位，然后组对主管道与压力容器及蒸发器，并通过预留反变形、合理安排各焊口的焊接工序等措施来平衡三个管段的焊接收缩变形，使焊缝区在整个焊接过程中得到相对自由状态的收缩，控制焊接残余应力的产生。2.2AP1000主管道焊接方案目前国内核电站主冷却剂管道所采用的焊接工艺基本为大坡口的手工焊和半自动焊接方法，往往一个对接焊缝需要数位焊工通过连续数日的高强度施焊才能完成，焊工劳动强度大，焊接效率低；同时，手工焊也受到工作环境及焊工状态等诸多不确定因素的影响，焊缝质量不好控制。为了提高焊接效率、有效的保证焊接质量，AP1000主管道的焊接将采用窄间隙自动化焊接方法。窄间隙自动焊接不仅可以大幅度减少坡口横截面积、大大减少焊接金属的填充量，而且在不太大的焊接热输入下，可以实现高效焊接。下面从焊接方法、设备需求、人员需求、工期需求、焊接空间需求等多个方面介绍AP1000主管道使用窄间隙自动化焊接方法进行焊接的基本方案：2.2.1焊接方法考虑现场焊接空间狭窄、全位置进行焊接及焊缝质量要求高等特点，AP1000主管道焊接优先选用窄间隙钨极氩弧焊方法进行自动化焊接。2.2.2设备需求大厚壁不锈钢焊缝在焊接过程中收缩非常明显，鉴于克服焊接残余应力和降低组对难度的要求，有时需要几道焊口同时进行焊接，因此经过初步考量，确定需要窄间隙钨极氩弧焊焊机及其配套设备5套，其中4套同时或非同时投入使用，1套备用。管道坡口机需要2套，一套用于加工冷段，一段用于加工热段。2.2.3人员需求依上所述，为了减少焊缝收缩变形，现考虑高峰期4道焊口同时施工，为了满足此需求，高峰期每个工作班组需要配备4个焊接作业小组，每个焊接作业小组配置2名焊工（1名主操、1名辅操）。2.2.4工期需求在满足上述人员及设备需求的前提下，AP1000主管道采用窄间隙焊接方法焊接一道焊口所需要的时间大约为7~10个工作日，考虑几道焊口同时施工的情况，现初步估测主管道的安装焊接时间大约为2~2.5个月。2.2.5焊接空间需求由于模块化施工概念的引用，AP1000机组的主管道安装空间与传统机组的主管道安装空间有所区别：AP1000机组的主管道横贯CA01模块，这样的布置使主管道的安装空间被严格的限制，因此焊机操作空间也非常有限。根据加拿大goldtrack公司提供的焊机技术资料可知，GoldTrackV型焊机机头的径向最小需求空间约为240mm，轴向最小需求空间约为375mm左右，初步估测，现场安装空间可以满足施焊要求。2.3AP1000主管道窄间隙焊接与常规机组（以秦山核电二期为例）主管道传统焊接方法比较窄间隙焊接具有焊接效率高、焊接时间短、焊工劳动强度小、焊缝质量好及焊接一次合格率高等优势，提高了主管道焊缝的安全裕度，适应了国内核电建设发展的需要，但是窄间隙焊接需要的成本很高，每台goldtrackV型窄间隙焊机大约需要200多万元人民币，因此，需深入比较二者优劣的所在，科学的做出选择。具体比较结果参见表1：表1AP1000主管道窄间隙自动化焊接与常规机组（以秦山核电二期为例）主管道传统焊接方法比较序号比较内容常规机组（以秦山核电二期为例）AP1000机组1材质Z3CN20.09M超低碳不锈钢316LN超低碳不锈钢2最大管径¢973mm（38.3in）¢953（37.5in）3最大壁厚96mm（3.8in）83mm（3.25in）4焊口数量18125焊接方法手工钨极氩弧焊打底+手工电弧焊盖面手工钨极氩弧焊打底+窄间隙钨极氩弧自动焊盖面6焊机焊机型号YC-300TSPNAGoldTrackV焊机数量12台5台单台焊机价格约200多万元人民币7焊接工期（月）6.52~2.58人员需求人员总数约40人（其中焊工12人）约25人（其中焊工8人）焊工人数12人8人焊工要求对焊工要求很高，要求经过长期培训对焊工要求相对较低，主要进行自动焊设备的操作9焊接生产效率一道焊口约需20个工作日一道焊口约需7~10个工作日10焊接一次合格率95%以上98%以上2.4AP1000主冷却剂管道焊接技术难点1）焊接收缩变形不好控制。与以往压水堆核电站相比，AP1000核电站主管道的最大特点是结构不同。以往压水堆核电站主管道设计有过渡段，可以用来调整冷段和热段的安装偏差，通过横向和竖向两段调节管段来调整因焊接收缩变形产生的安装偏差，而AP1000核电站主管道只有热段和冷段，没有过渡段，焊接收缩变形只有在焊接过程中采取措施自行平衡。2）窄间隙焊接方法的引用带来了技术方案的重大变更。窄间隙焊接作为一种新技术在已建电站主管道的焊接中少有应用，如何制定方案以保证焊接质量成为AP1000主管道焊接的又一技术难点。3钢制安全壳3.1概述AP1000型压水堆厂房属双层保护结构，外面是1米厚的钢筋混凝土墙，内层是一个完整的钢制压力容器—安全壳，安全壳与混凝土墙之间有将近1米的间隙。此钢制安全壳直径为39.7m，总高为65.6m，是用SA738，GRADEB材料、由约260块、平均大小约为3.8x10米、预先成型并喷好漆的钢板制作而成。这些钢板焊在一起制成5个大的结构模块：下封头、3个圆柱段和上封头。圆柱形容器大部分的钢壁标称厚度为44.45mm，局部位置（如设备闸门处）较厚，最低一层圆柱形壳体的壁厚增加到47.62mm，以便为预埋件过渡段中的腐蚀情况留有裕度；整个筒体共分11层，每层由12块圆弧板拼焊而成。上下封头是椭球形的，厚度为41.27mm，各由70块球壳板拼焊而成，并各分四层（即三道环焊缝）。钢壳模块的划分情况如图3所示，安全壳模块的尺寸和重量参见表2。图3AP1000的5个钢壳模块表2安全壳模块的尺寸和重量（估值）序号段名板厚（mm）高度（m）重量（t）1底封头41.2711.49583.32第一环47.62，44.4515.518143第二环44.4515.516684第三环44.4511.49560.55顶封头41.2711.49583.8为了进一步减少安全壳内的组装活动，这些模块包含环形加强筋、吊环梁、设备闸门、人员闸门、贯穿件组件和其它附件，其中包括非能动安全壳冷却系统（PCS）空气挡板的支撑和水分配器的固定板。安全壳模块需要3块组装区，并且要求靠近核电厂核岛区，分别进行1#、2#机组上下封头、1#机组CV筒体及2#机组CV筒体的组装制造工作，多个组装区使得3个模块可以同时进行工作。当模块制成时，采用平板车运输或大吊车带载行走等方式将每个安全壳模块吊装送到它的最终安装位置。3.2安全壳钢板焊接的焊后热处理问题AP1000机组CV钢板焊接的焊后热处理问题曾一度成为争论的焦点。由上述介绍可知，AP1000CV钢壳的厚度不同与以往电站，以往电站的钢壳厚度大约为6mm，但是AP1000的CV钢壳厚度达到四十几毫米，最厚的部分甚至达到47.62mm，在施工过程中如果进行焊后热处理，将大大的增加工作量，影响工期。同时根据国内的施工经验，对于这么厚的钢板国内还没有不做焊后热处理的先例，因此，专业人士对这方面的争议比较多，相关调研及论证如下：1）经调研得知，日本泊3#核电站CV的规格尺寸、材料等均与AP1000相类似，三菱公司用了两年的时间，做了各种焊接性试验并进行了大量的申请工作，最终得到日本标准协会及原子能保安院的特别许可，同意三菱在泊3#电站现场有特定工艺焊接CV时，免去焊后热处理工序，此项举措对三门核电工程有很好的启示。2）三门核电AP1000机组遵循的标准是美国ASME标准，经查阅ASME进行确认，确定对于厚度达44.5MM及其以下的普通碳素钢，可以免除焊后热处理工序。通过上述调研及论证工作，初步推荐以下优选方案：对壁厚超过44.5mm的钢壳拼接焊缝按照ASME标准的规定，进行焊后热处理，而对于壁厚小于等于44.5mm的钢壳拼接焊缝免除焊后热处理工序。此方案不仅满足AP1000设计标准规定，也使需焊后热处理的焊缝数量大大减少，可以大幅度缩短施工时间。4、AP1000反应堆压力容器4.1AP1000反应堆压力容器概述AP1000反应堆压力容器由带半球形下封头的圆筒段和可拆卸的、法兰连接的半球形顶盖组成。圆筒段分为两部分：上筒体和下筒体；下筒体与半球形下封头之间用过渡段连接。可拆卸的、法兰连接的半球形顶盖与下面部分通过螺栓来连接紧固；上部筒体的锻件与下部筒体的锻件采用焊接连接；下筒体焊接到过渡段上；过渡段焊接在半球形下封头上。可拆卸的、法兰连接的半球形顶盖由整体的低合金钢锻造而成，内部堆焊了奥氏体不锈钢；上筒体、下筒体、过渡段和下部半球形封头也均由低合金钢制造，并堆焊奥氏体不锈钢。作为一项安全改进，AP1000的下封头不再设有堆芯仪表贯穿件，消除了因反应堆压力容器发生泄漏而导致冷却剂丧失事故的可能性。AP1000反应堆压力容器的另一个设计特点是进出口管嘴在高度上偏移了17.5英寸(44.5CM)。这样的设计使得主泵的维修在不需要堆芯卸料的情况下就可以进行。AP1000反应堆压力容器的剖面和平面图参见图4：图4AP1000反应堆压力容器的剖面和平面图图4反应堆压力容器剖面和平面图4.2AP1000反应堆压力容器与秦山二期反应堆压力容器外型尺寸比较AP1000反应堆压力容器与秦山二期反应堆压力容器外型尺寸比较参见表3：表3AP1000反应堆压力容器与秦山二期反应堆压力容器外型尺寸的比较序号比较项目秦山AP10001整个高度1207112208.5[480.65]2顶盖外径SR2113SR2133.9[SR84.00]3法兰外径φ4500φ4775.2[φ188.00]4筒体内径φ3852φ3999.0[φ157.44]5下封头外径