核岛控制系统范文

核岛控制系统范文（精选9篇）

核岛控制系统 第1篇

岭澳二期核岛通风空调通用 (HVAC) 系统设备用于核岛内, 包括如下设备:核岛风机、软接、消声器、风阀、空调机组、风口、防火阀及排烟阀、换热器、过滤器及碘吸附器及相应的箱体排架、电加热器。本项目在岭澳一期等项目的历史采购情况如下。

1.1 岭澳一期

岭澳一期核岛HVAC设备及材料的采购共分为8个采购包。除NA101外, 其余7个采购包中, 每个采购包的设备供货均由一个主供应商完成。而NA101采购包由于涉及的设备材料种类多、规格杂、范围广, 因此主供货商FNEU公司只负责部分主要设备的制造供货, 如风机、风阀、过滤器排架及箱体, 而将部分风机、风阀、全部的风口、防火阀、排烟阀、过滤器芯、碘吸附器芯、表冷器、电加热器及HVAC大宗材料分包给其他厂家。虽然分包的设备比重较大, 但由于所选的分包商大都为国际知名品牌, 如FEVA、AIRAP、JOHNSON等, 并且总包单位FNEU负责整个核岛HVAC系统的施工设计, 对设备的性能要求非常清楚, 又具有丰富的核电站供货经验, 因此岭澳一期供货情况良好。

1.2 秦山二期

秦山二期核岛HVAC系统设备采购根据设备类别、技术文件出版时间、安装时间及其它因素, 采用议标方式, 前前后后签订40余份合同。供应商包括上海鼓风机厂、浙江上风、法国ABB、哈空调、石阀一厂、河南核净等。

1.3 田湾核电

在田湾核电站HVAC设备采购招标前将所有通风空调设备分成18个采购包, 并将其合成一个大包进行国际公开招标采购, 德国西门子公司中标。在合同执行阶段, 西门子执行此合同的部门并入到与法玛通合资的法玛通核能公司。在设备技术规格书生效后, 法玛通核能公司将这些设备按18个采购包分别进行了国外和国内分包。供应商分别为江苏申海、浙江上风、德国MW-Zander等。

2 良好实践过程描述

2.1 准备

从2004年年底开始, 岭澳二期HVAC系统设备潜在供应商调研工作即开始。先后发出调研函50余份, 组织与潜在供应商技术交流30余次, 源地技术调研3次, 并将潜在供应商分为两类。 (1) 产品结构相对丰富, 具有一定成套能力及总包管理经验的供应商, 他们是江苏申海、哈空调、上风、Nan Fang Flkt Woods联合体 (佛山南海南方风机实业有限公司与总部设在瑞士的Flkt Woods公司组成) 、上海鼓风机5家公司。 (2) 产品结构相对单一, 在某类设备上具有一定实力的供货商, 如石阀、核净公司、核工业四零四厂等。

2.2 实施过程描述

2.2.1 背景分析

历史采购情况可以概括如下:除ETY风机外, 其余风机各厂家均具备供货能力, 且还可集成HVAC系统其他设备, 如空调箱、过滤器及碘吸附器箱体及排架、电加热器等;HVAC系统大宗材料由设备供应商或由安装承包商供应均可以;制冷机由专业厂家制造, 行业产品比较专一。

2.2.2 采购方案制订

根据如上的背景, 结合当时人力缺乏的情况, 我方制订了如下的采购方案: (1) 为简化采购管理, 减少供货接口, 同时保证设备质量和采购进度, HVAC系统将风机、空调箱、表冷器、过滤器及碘吸附器、过滤器及碘吸附器箱体排架、风口、风阀、电加热器合并为一个采购包。面向具有一定成套能力的厂家招标, 由主要设备风机的制造厂家集成其他设备, ETY风机等国内供应商不能制造的部分设备向国外分包采购。 (2) 考虑到大宗材料与安装进度关系紧密, 将大宗材料交由安装承包商采购。 (3) 考虑到制冷行业产品比较单一, 制冷机单独成立一个采购包采购。

2.2.3 实施

通过上述策划, 核岛HVAC通风空调通用系统最终向哈空调、申海、南方风机、上鼓四家国内厂家发标。

3 良好实践的效果评价

通过上述的采购方案的实施, LOT150A (HVAC) 核岛通风空调通用设备及LOT150B核岛制冷机分两个包采购, 在采购及执行过程中取得的效果如下: (1) 招评标工作量相对较少, 可节省采购人力; (2) 集成后的采购包金额较大, 市场吸引力较大, 最终在开创HVAC国产化的同时, 节约了采购成本; (3) 合同执行过程中降低了合同执行工作量; (4) 合同执行过程中接口工作减少, 也降低了合同执行工作量; (5) 供应商将ETY风机分包给国外厂家后, 我方推动供应商在与国外分包商的分包合同的执行中, 完成国产化研发, 后续项目的ETY风机不再由国外采购。可见大包采购中的分包工作可给供应商提供学习的机会, 提升供应商的技术及制造能力; (6) 提升供应商的设备成套能力; (7) 采购进度以出版的三级进度为基准, 部分合并的采购包以合并前采购包的较早时间为依据, 最大限度保证了交货进度。

4 推广应用的可行性

核岛HVAC通风空调通用系统的总包采购模式适用如下的条件: (1) 一个系统内采购物项多而杂; (2) 供应商必须具备主要设备的制造能力, 且主要设备价值相比分包的部分大很多; (3) 合同执行力量有限; (4) 分包的项目均为价值低的设备; (5) 供应商有能力对分包商进行设备质量监督、制造进度、往来文件提交进度及交货进度控制。

5 结语

综上, 每种采购方式均有其利弊。总包的优点是合同执行中一个接口, 所有的往来均通过总包商, 对分包商的质量、文件、进度的控制也均由总包商完成。当然带来的缺点是由于经过总包商供货、总包商管理成本、利润加之设备供货过程中的重复征税, 采购成本会有一定程度的上涨。各采购方需要结合自身实际情况、采购需求等进行综合考虑。

摘要：通过对HVAC设备在岭澳一期、秦山二期、田湾核电站的采购情况的分析, 以及对国内HVAC市场的调研与分析, 构建了岭澳二期HVAC的采购策略, 并通过价格谈判, 有效降低了采购成本。

关键词：HVAC田湾,岭澳二期,采购模式,成本

参考文献

核岛调节阀的结构分析与布置设计 第2篇

关键词核岛阀门;流体特性;气蚀;闪蒸;结构分析;布置设计

中图分类号 TQ056.2 文献标识码A文章编号1673-9671-(2010)041-0118-02

1核岛阀门概况

在核电站中应用的阀门种类及数量很多,国内在建的2X650MW核电机组的核岛阀门数量大约有12000台。核岛阀门的国外生产厂家有VELAN、VANATOME、WVC、GRISS等,国内生产厂家有大连大高阀门有限公司、中核苏阀科技实业股份有限公司、上海良工阀门厂有限公司、江苏神通阀门有限公司等;涉及的阀门种类有闸阀、蝶阀、截止阀、隔膜阀、球阀、止回阀、安全阀、调节阀、疏水阀等

本文将对调节阀的特性及结构进行分析,并就调节阀的布置进行论述。

2调节阀中流体的特性

2.1压力恢复

如图1流体由压力值P1流经调节阀的阀瓣压力降低,在缩流断面处达到最低值Pvc,后压力由低值Pvc恢复到压力高值P2,压力由Pvc到P2的过程称为压力恢复。流体的流速在缩流断面达到最大值Vc。压力值P1、P2的差值即为调节阀的调节值。

为了降低流体对阀门的磨损,在调节值一定的情况下,要采用尽量低的压力恢复。

2.2气蚀

液体流过调节阀门,液体流过阀座后不久,流速达到最大,压力则随之降低,当液体压力小于入口温度饱和蒸汽压时,液体开始沸腾,出现气泡。不过,此时的蒸发并不会产生通常因温升而引起的蒸汽,它只不过是流体压力低于Pv所产生的沸腾现象而已。

流体流经阀座后下降的压力,在下游一侧逐渐回升,气泡因再次受压而破灭。气泡在急剧破灭时,向四周释放能量,并冲撞阀体与管道的内壁,引起严重的冲刷损伤,并产生较大的噪声,这种现象称为气蚀。

流体的流速大对阀门后侧有较大的破坏性,应在阀门设计选用时考虑抗气蚀的措施,采用多级阀芯,分级降压,如图2。

閥门采用三级调节,逐级调节压力,就像把落差较大的瀑布分成多阶流动的瀑布一样,流体对下游的破坏将减小。这样可以控制流体在每个缩流断面处的压力高于入口温度对应的饱和压力。

2.3闪蒸

如图3表示流体流经阀门后,流体压力降低到饱和压力Pv值以下,便产生气泡,而阀门下游的压力P2也未恢复到Pv以上的区域,产生的气泡没有破灭,并随流体流出调节阀,出口侧出现汽液两相流,该现象为闪蒸,因此时实际处于阻塞流状态,对阀门的流量影响极大。

3调节阀结构分析及选用

调节阀是系统实现自动控制的执行器,调节阀由驱动机构和调节机构组成,接受调节器或计算机的控制信号,用来改变被控介质的流量、压力或水位的阀门,一般用于需要控制的回路上,通过改变流道的截面积实现调节,使被调参数维持在所要求的范围内,从而达到过程控制的目的。

3.1调节阀的驱动机构

调节阀的常用驱动机构有三种:气动、电动及液动驱动机构。为了适应核电站生产高度自动化的需要,核岛大量采用了带有气动、电动、液动驱动机构的调节阀。

3.2调节阀的调节机构

调节阀门是调节阀的调节机构,根据控制信号的要求,在驱动机构的作用下,通过改变阀门开度的大小来调节流量。在自动控制系统中,阀门主要的调节介质为水和蒸汽等。除了直通调节阀、三通调节阀及蝶式调节阀外,根据核电系统的特性,在核岛阀门中还采用了背压式调节阀、减压阀及笼式调节阀。本文只介绍几种特殊的调节阀。

3.2.1背压式调节阀

背压式调节阀,一般安装在有压力要求的设备出口管上,它调节的是阀前压力,当系统压力低于设定值时,阀门内弹簧的弹力大于系统作用于阀门膜片上的压力,阀门处于关闭状态,当系统压力高于设定值时,膜片上的压力大于弹簧的弹力,阀门打开,系统的压力随之下降,系统压力达到设定值时,阀门重新关闭。

3.2.2减压阀

1)减压阀也是调节阀的一种,它是通过启闭件的节流,将进口压力降至某一需要的出口压力,并能在进口压力及流量变动时,利用介质本身的能量保持出口压力基本不变的阀门。

2)减压阀按动作原理分为直接作用式减压阀和先导式减压阀。直接作用式减压阀是利用出口压力的变化直接控制阀瓣的运动;先导式减压阀有导阀和主阀组成,出口压力的变化通过导阀放大来控制主阀阀瓣的运动。

3)减压阀的选用:进口压力的波动应控制在进口压力给定值的80%～105%,如超过该范围,减压阀的性能会受影响。减压阀的每一档弹簧只在一定的出口压力范围内适用,超出范围,应更换弹簧。

3.2.3笼式调节阀

1)笼式调节阀有阀笼和阀体组成,按照流体介质需要调节的压力降大小,阀笼设计分为单层笼和多层笼,阀笼四周开有许多圆孔,对称布置。笼式调节阀通过阀瓣的升降,进行阀门流通截面积的调整,从而达到调节压力、流量的目的。笼式调节阀的驱动可以选择电动、气动和液动的驱动装置。下图4为单层笼式调节阀和三层笼式调节阀的阀腔内部示意图。

2)笼式调节阀的结构设计特点分析:对于单层笼的笼式调节阀,由于水流是通过阀笼上的开孔流进阀笼内部,四周的流体互相碰撞,水流集中到阀门空腔的中间位置,流体的气泡破灭在阀门内腔,所以减少了流体对阀笼的气蚀作用。对于三层或多层笼的笼式调节阀,因为是多级调节,流体的前面级压力可设计在饱和压力之上,这样可有效减少气蚀的发生。另外,还要采取措施防止闪蒸现象出现在前面级,因为闪蒸出现在前面级,长期作用阀笼将被击穿,因此进行阀门设计时要合理安排各级的调节比例,使闪蒸出现在最后一级的出口处,以减小闪蒸对阀门的破坏作用。

3.3你调节阀的选用

系统的控制过程是否平稳,取决于调节阀能否准确动作,使过程控制体现为介质压力和流量的精确变化,所以,应根据介质、管系布置、使用目的、调节方式和调节范围及调节阀的流量特性(等百分比、线性、抛物线等)来选用,并满足在任何工况下对流量、压降和噪声的要求,同时还应考虑在调节系统确定后,调节阀前后管件对调节阀节流系数的影响。

对于调节阀的口径的选择,口径过小,会出现阀门口径处在全开状态,系统仍无法达到设定的参数要求,而口径过大,将增加工程成本,还会出现阀门经常在小开度下运行,引起调节精度降低,控制性能变差导致系统不稳定,调节阀的口径选择,应是在系统调节时阀门开度控制在50%-80%之间较为合适。

4调节阀的布置设计

4.1调节阀的支撑

在核电站中核级管道要进行核安全分析和抗震力学计算,由于调节阀的电动、气动驱动机构与阀门本身相比重量、高度均较大,阀门对管道的影响较大,驱动机构如不加支撑,计算难以通过,这时就要考虑设计阀门驱动机构支撑。

阀门支撑的设计:根据阀体的结构类型阀门的支撑可设计在阀门本体上,也可以设计在阀门的驱动装置上。

4.2调节阀的布置原则

1)调节阀一般安装在水平管道上,安装方向要求介质流向与阀体上标示的箭头方向一致。阀杆垂直向上。

2)带有电动、气动驱动机构的调节阀,在进行调节阀的布置设计时,要考虑调节阀的驱动结构的吊装设备及吊装检修空间。

3)调节阀应避免布置在接近管道拐弯处,阀门法兰前后要留有足够的拆装空间,同时应满足阀门阀杆的提升空间要求。

4)安全壳内布置的调节阀,要考虑其电动、气动驱动机构的安装高度,保证在失水事故后不会被水淹没。

5结束语

核岛阀门的选型直接关系到系统的运行是否稳定,布置的是否合理,也对核电站的运行操作有很大的影响,因此在设计调节阀时,要对调节阀的特性有充分的认识,并考虑管路系统的各种因素,选择适当的调节阀是管路设计时需考虑的问题,也是保证调节系统安全和平稳运行的关键。

参考文献

[1]EJ/T 1022.1-1996压水堆核电厂阀门设计制造通则[S].中国标准出版社,1996.

核电站核岛消防系统布置设计改进 第3篇

核电站的消防设计执行《压水堆核电站防火设计和建造规则》 (RCC-I 97版) 的有关要求, 同时应满足核安全导则HAD102/11“核电厂防火” (1996年) 的要求。2004年4月18日颁布的新版核安全法HAF102中提出进行火灾危害性分析, 以确定所需的防火屏障耐火能力。在“翻版加改进”的总原则下, 核电站进行了一系列的技术改进, 以增强预防和缓解事故的能力。这些改进项结合了新版HAF102《核动力厂设计安全规定》的要求, 借鉴了运行核电厂的经验反馈, 体现了核电技术进步的要求, 使核电站的技术安全水平和经济指标等方面得到进一步的提高。

消防系统和相关消防设施是与核电站安全相关的重要辅助系统, 是核安全设计的一个重要组成部分。

1 核岛消防系统改进项简介

核岛消防系统即JPI系统, 是为核岛的反应堆厂房、燃料厂房、核辅助厂房以及部分连接厂房可能发生的火灾提供灭火措施的消防水系统, 设置有消火栓系统、水喷雾系统及水喷淋系统。JPI系统是与核电站安全相关的重要系统, 要确保达到“纵深防御”的防火安全方针, 即保证火灾不会妨碍电站安全功能的执行, 也不会显著地增加放射性物质释放到环境中去的危险, 同时要把对人员及财产的损害减到最小。

消防系统的设计要满足其系统功能要求, 在布置上考虑辐射分区、人员通道和防火分区的影响。

1) 由以往电站的运行经验反馈, 在燃料厂房的电缆汇集区域布置了非常密集的电缆, 火荷载密度超出安全值, 需要增加固定灭火系统, 对安注系统和安全壳喷淋系统的电缆进行火灾防护, 从而对安喷泵进行保护;

2) 在连接厂房布置的两台气动泵和两台电动泵都属于核安全有关的设备, 有发生火灾的危险, 同时核电站内辅助给水泵的位置及数量都发生变化, 人员通道的变化引起消防管道布置的变化, 故此区域消防管线需要重新布置。

本文着重介绍这两部分消防管道的布置设计改进。

2 燃料厂房电缆汇集区消防管道布置设计改进

根据RCC-I 97版中2.5节中规定, 消防管的布置有几点基本准则:

“A和B通道的喷淋、回收及排空系统作为整体全部按实体隔离准则布置。为此监控装置不得监测属于两个不同通道的系统。

接自监控装置下游管道的设计应做到:

———对于湿式或预作用灭火系统, 应考虑喷水强度和使用面积。

———对于雨淋或水喷雾灭火器, 应考虑喷水强度及设备或房间的面积。

监测装置上游管道的设计应考虑上面确定的流量, 并采用标准NFS 62-210 (固定自动喷水式灭火设施) 的计算规范, 如果喷洒区不是一个防火区, 则其流量应增加到相当于2个消火栓的流量。如果是喷雾系统, 管道计算应取喷淋区的全部流量。”

喷头布置应做到:

1) 喷头不得互相喷淋;

2) 喷头不得喷淋通风防火阀和排烟阀;

3) 障碍物 (风道、管道、照明……) 不得妨碍雾化;

4) 应采取各种措施 (设备接地、表盘及喷淋管等) 确保喷淋后的清理工作。

在管道的布置上要注意:

(1) 管道布置力求短直简单, 即减小阻力, 也降低管材消耗;

(2) 在管道设计中, 要尽可能的使用标准管道管件;

(3) 两管件尽量避免直接对焊 (不利于焊缝检查) 或两管件之间焊缝距离过短 (会造成热应力叠加) ;

(4) 要考虑管道安装空间、管线上阀门的位置及检修、维护的可达性;

(5) 要考虑管道承受的载荷及设置管道支撑 (即管道支架的生根) , 也就是说管道尽可能的沿混凝土墙附近布置或沿楼板布置, 且尽量平行敷设。

2.1 总体布置

此区域消防系统是全新布置, 基于以上几点要求, 同时考虑电缆托盘的位置以及土建的布局, 所有管道的走向要按照其执行的功能来定位, 以达到最优消防效果。

按照系统图的设计, 消防水由安全壳外侧的主管线分流至燃料厂房内的消防管线, 进入人员疏散通道防火小区, 故考虑把监测管线布置于此;经过防火墙进入防火小区内, 沿着电缆托盘的方向进行管道布置。由于电缆托盘要进行防火封堵, 同时有电缆的支架等布置, 主管道不能插入两排电缆托盘之间的位置进行消防, 最终采用主管道沿着墙壁周围布置, 离电缆托盘的位置相对比较近, 安装喷头的小管从主管伸出进入电缆托盘空隙处进行喷淋。

此区域内电缆托盘沿着连接区域靠墙成两排布置, 两条消防管线与托盘有一定距离布置, 喷头从支管上安装插入到电缆托盘空隙之间, 一旦有着火迹象通过监控设施可实现及时喷淋。按照喷头布置原则, 在布置时喷头成排布置, 彼此之间的距离不能太近, 以免互相喷淋。岭澳二期项目中此区域消防喷头采用普通闭式水雾喷头, 向上喷淋的方式布置, 以防止消防水堵塞喷头, 不能进行喷淋。

2.2 监控设施布置

消防水系统管道内始终充满压力水, 系统包括一个监控装置、管网及喷头。根据RCC-I 97版中的布置原则, 燃料厂房电缆汇集区监控设备布置在人员疏散通道防火小区, 便于人员操作和检查。

监控装置的布置, 包括手动隔离阀、水流指示器、定期试验装置等。隔离阀在正常运行情况下, 是处于开启位置, 一旦闭式喷头开启, 固定的灭火系统即投入运行, 当水流量达到一定值时流量指示计即报警主控室, 提示有火灾发生。当火灾被扑灭后通过手动关闭相应回路的隔离阀停止喷淋, 待处理完火灾的遗留问题后, 开启隔离阀, 恢复系统设置。同时设置减压孔板主要是将由消防供水系统的压力减至灭火系统所需要的压力;同时针对电缆桥架设置的消防系统, 为了保证操作人员的安全, 要设置电缆绝缘法兰。为了便于人员操作, 检测以及维修的方便, 布置的时候阀门、仪表等设备不要高于地面2m位置。

3 连接厂房辅助给水泵消防管道布置设计改进

由于人员疏散通道设在在电气厂房内, 管道由分配水系统JPD供水先进入电气厂房, 在人员疏散通道防火小区内布置监控装置, 一边进入连接厂房气动泵房间;一边进入连接厂房电动泵房间, 为其提供消防预防。火灾后的消防水排至核岛污水系统。

在布置上由于电气厂房内管道非常复杂, 要综合考虑所有管道的布置情况, 避免碰撞或影响按照参考电站布置的管道及其支吊架的安装。尽量在靠近混凝土墙的位置布置消防管道, 在连接厂房内有高温的辅助给水管道, 消防管道不能影响其保温层的铺设, 喷头位置的布置也要远离高温管道。

消防喷头以及监控设备等同燃料厂房电缆汇集区的布置方法, 要便于人员操作和检查, 同时可以保证人员的安全。

4 结论

在核电站的改进项设计中, 防火分区是其非常重要的改进项, 燃料厂房电缆汇集区消防设计和连接厂房辅助给水泵消防设计是在以往电站后期运行过程经验基础上提出的, 管道布置的难度比较大。

新的防火分区工作对整个工程设计的影响面较大, 同时在国内同类型核电站的设计管理中尚属首次, 具有一定的科研性质和不成熟性, 在后续过程中要继续进行检验, 为以后的设计提供更有利的改进数据。

参考文献

[1]RCC I压水堆核电站防火设计和建造规则[S].4版.1997, 10.

[2]HAD102/11.核电厂防火[S].

[3]HAF102.核动力厂设计安全规定[S].

[4]HAD103/10-2004.核电厂运行防火安全[S].

[5]900MW压水堆核电站系统与设备[M].原子能出版社.

核岛控制系统 第4篇

摘要：在有限元框架内以全耦合方式考虑群桩效应的影响，引入粘性人工边界模拟无限地基辐射阻尼效应，并采用等效线性法模拟地基非线性特征，建立了嵌岩桩-土-结构动力相互作用计算模型；基于此模型，以CPR1000核岛厂房结构为研究对象，综合对比分析原状土质地基条件下和嵌岩桩处理地基条件下核电厂房地震响应。研究结果可为类似地基条件下核岛厂房的抗震设计提供参考。

关键词：软土地基；嵌岩桩；等价线性法；桩-土-结构动力相互作用

中图分类号：TU431 文献标识码：A 文章编号：1000-0666（2016）01-0040-06

0 引言

随着对核能利用的不断增加，核电产业快速发展，厂址资源日趋紧张，为满足核电快速发展的需求，在内陆地区软土地基上建设核电厂房成为发展趋势（戚承志，钱七虎，2000；朱立新等，2011；赵小辉等，2012）。然而，软土在强震作用下的非线性特征效应明显，动力分析较为复杂，土质地基上核电厂房结构的抗震适应性有时无法满足核电规范设计要求。而桩基处理是软土地基处理时行之有效的首选方案，因此，研究该复合地基条件下，核电厂房结构的动力响应具有重要的工程意义。

长期以来，在桩-土-结构动力相互作用模型方面，国内外学者（杨小卫，2006；王辉，2006；马文丽，2004）进行了较多的研究工作，并建立了相应的力学模型。但在描述无限地基辐射阻尼效应、土体非线性等因素的研究上还存在诸多限制。曹晓岩等（2004）从桩-土-结构在地震作用下的受力分析入手，考虑平面应变假设，用有限元法建立相互作用系统模型，但在边界条件处理方面采用固定边界，未考虑无限地基的辐射阻尼效应；刘立平等（2004）采用动力有限元时程分析方法，以多高层框架结构为对象，研究了水平地震作用下桩-土-结构相互作用时上部结构弹塑性动力特性和规律，但在考虑边界条件问题时，两侧采用自由边界，底部采用固定边界，在描述无限地基辐射阻尼效应方面存在一定限制。

为解决上述问题，本文以某CPR1000核电工程实际项目为背景，建立了土质地基条件下嵌岩桩-土-核岛厂房结构动力相互作用数值模型。其中，在有限元框架内以全耦合方式考虑群桩效应，采用粘性边界模拟无限地基辐射效应，并采用等价线性模型描述地基土的非线性特性。进而，基于此模型，对原状地基条件和桩基处理地基条件下，核岛厂房的楼层反应谱、层间位移以及层间剪力进行综合对比分析，得出桩基处理对核岛厂房的影响规律。

1 桩-土-核岛动力相互作用计算模型

1.1 桩-土动力相互作用模型

本文基于SuperFLUSH计算平台，在有限元框架内以全耦合方式考虑群桩效应。采用有限元法模拟桩-土结构动力相互作用，不仅可以有效模拟桩体的几何位置和形状，反映桩-土动力相互作用对群桩、上部结构动力响应的影响，并且可以将土的非线性和不均匀特性考虑进来，在桩-土-结构动力相互作用分析中应用很广。

桩-土-结构动力分析采用拟三维分析，将三维群桩-土-结构模型等效为两平面简化模型，保证结构动力特性变化较小。为了得到较为精确的平面问题的解，对每根桩的刚度进行等效简化，使其转化为平面应变问题来分析。首先，根据嵌岩桩平面布置图，以图1为例，将三维模型中一个桩间距范围内的嵌岩桩分别沿y轴、x轴向X-Z平面和Y-Z平面上进行简化，然后将该平面中每个桩间距范围内的嵌岩桩简化为二维计算模型中的一根桩，简化后嵌岩桩的断面积和惯性矩可根据公式（1）和（2）得到：

S_n=S×n/b_n， （1）

I_n=I×n/b_n. （2）式中，S_n和I_n分别为简化后桩的断面积和惯性矩；n为该嵌岩桩简化前的根数；b_n为该简化桩在沿x轴或y轴方向上对应的筏板宽度。

1.2 粘性人工边界场地模型

实际工程中的地基是一个半无限体，但在分析半无限地基问题时，必须截取一定范围的计算模型，并对所截取模型的人工边界通过规定边界上的力一位移关系来考虑边界延伸到无穷远地基的作用效应。粘性边界（Lysmer，Kuhlemeyer，1969）沿截断边界设置的阻尼系数与频率无关，处理方法简单，物理概念清晰，是模拟地基无限域动力模型采用的通用方式之一。

粘性边界的施加首先是通过在外边界上布置一系列的阻尼器来达到吸收边界反射波的目的，并施加等效荷载模拟实际波场的应力边界条件。以P波入射粘性边界为例，法向粘滞力和剪切粘滞力的计算公式为

σ=-ρC_Pv_n， （3）

τ=-ρC_sv_s. （4）式中，v_n和v_s分别为边界上的法向和切向速度分量；ρ为质量密度；C_P和C_S分别为P波和S波的波速。

1.3 土质非线性模型

对于土质地基材料，地震作用下其应力应变关系复杂，不同应力条件下相同的应力增量所引起的应变增量并不是相同的，非线性明显。本文采用基于核电结构抗震分析中所推荐的等效线性方法（LysmeIdriss，Seed，1968）模拟土体非线性特性。

等效线性方法通过等价线性迭代的方法，将非线性问题转化为线性问题，用等效剪切模量和阻尼比来模拟不同条件下的剪切模量和阻尼比。该方法使用迭代原理，即在每一次计算中，使用等效剪切模量和阻尼比，获得等效剪应变之后修正剪切模量和阻尼比，进行下一步计算，在每一步计算中，保持总刚度阵不变。

2 工程概况

本文以某内陆土质地基上CPR1000堆型反应堆厂房为背景，对比分析了地震作用下原状土质地基和桩基处理地基工况下核岛厂房结构的动力响应。

2.1 地基计算模型及参数选取

地基为不均匀软土地基，由不同类型的粘土、砂土等成分组成，水平成层明显，共8层，各分层厚度、动剪模量等参数见表1。各类土动剪切模量比和阻尼比随剪应变的变化规律通过试验得到，其土层的G-γ与D-γ关系，如图2所示。

根据该工程地基承载力要求，嵌岩桩布置212根，桩间距为3.949m，其布置和筏板尺寸如图1所示。嵌岩桩长37.41m，嵌入玄武岩2m。核岛基础筏板长度为h=78.03m，宽度b=53.07m，因此地基X-Z平面和Y-Z平面有限元计算模型的左右两侧取l=1.5h、l=1.56，深度取至玄武岩以下3m，共51m，域内采用四节点平面等参元离散，如图3所示。

2.2 核岛计算模型及参数选取

CPR1000反应堆厂房结构主要由3大部分组成：筏板基础、安全壳结构和内部结构，这些厂房共用同一筏基。厂房结构整体采用集中质量一梁单元模拟，结构的质量和转动惯量均集中在各节点上，两相邻节点间的几何惯性矩和剪切面积由连接节点的梁来模拟，结构在平面上即X和Y向是对称的。核反应堆模型如图3所示，图中数字1-12分别表示反应堆厂房结构简化后各集中质量点，编号1～11分别表示反应堆厂房结构简化后各梁单元。各楼层其他参数见表2、表3。

2.3 输入地震动

图4给出了核反应堆厂房结构所受的水平向和竖直向地震基岩处的运动加速度时程曲线。水平向运动峰值加速度为1.078m/s²，垂直运动峰值加速度为1.176m/s²，总持时25s，时间步长0.01s。

2.4 核岛厂房地震反应分析

分别选取安全壳最高点楼层处（节点8）、内部结构最高处（节点12）和最低点楼层处（节点1），对比分析了在不同工况条件下计算的5%阻尼比加速度反应谱，如图5～7所示，结果具有代表性。

从图5～7可以看出，随着高程的增加，节点1、12、8的响应呈现逐渐增大的趋势，且各节点反应谱曲线变化规律基本一致。在考虑桩-土-结构相互作用的情况下，即在桩基处理地基工况下，使低频段加速度谱峰值有一定的削减，高频段幅值有一定的放大。在水平方向，经过桩基处理的厂址地基条件下，节点1、12、8低频段（0～1.8Hz左右）反应谱值均在原状软土地基条件下包络范围内，且随着高程增加，包络现象明显。

在水平X向，节点1、12、8桩基处理情况下，相比于原状软土地基工况下，低频段峰值分别下降12.8%、18.6%、20.3%。在水平Y向，节点1、12、8桩基处理情况下，相比于原状软土地基工况下，低频段峰值分别下降19.7%、31.7%、16.4%。在竖直Z向，桩基处理的厂址地基条件下，节点1、12、8低频段（0～4.5Hz）反应谱值均在原状软土地基条件下包络范围内，且低频段峰值减小的趋势相较于水平方向不甚明显。

选取X向核岛厂房层间位移和层间剪力进行分析，结果如表4所示，表4中层编号与上部结构的梁单元编号对应。

3 结论

本文通过有限元框架内以全耦合方式考虑桩一土相互作用，引入粘性人工边界模拟半无限地基辐射阻尼效应，并采用等效线性法模拟地基非线性效应，从而建立了土质地基条件下桩-土-核岛动力相互作用计算模型。进而，结合实际核岛厂址地基，对CPR1000堆型反应堆厂房进行了不同工况条件下的楼层谱响应分析，通过对比可得出以下结论：

（1）在桩基处理和软土地基情况下，核岛厂房各节点楼层反应谱变化规律一致，且随着高程的增加，楼层响应呈现逐渐增大的趋势。考虑桩-土相互作用对核岛厂房的影响，由于嵌岩桩的加强，地基刚度明显增大，导致桩筏基础地基主频相比于无桩地基主频有所提高，因此节点反应谱低频段峰值有明显的削减作用，而高频段峰值增大，且水平向低频段峰值下降趋势较竖直向更为明显。

（2）考虑桩-土相互作用后，上部结构层间位移相对减小，截面内力部分减少，但某些部分截面处反而增大，但增加的数值很小，相比于设计标准值是安全的。

核岛控制系统 第5篇

项目管理的重要工作之一是项目进度管理,有效地进行项目进度计划及其管理,是确保项目顺利实施的关键。网络计划技术是项目进度计划和控制行之有效的主要方法,近几年发展起来的关键链理论也越来越多地应用于项目管理。本文采用网络计划技术和关键链技术相结合的方法编制了A核电站核岛UPS电源安装调试进度计划,利用项目进度动态控制模型对项目过程进行控制,推动了项目的开展并按时完成。

1 网络计划技术与关键链技术的结合应用

1.1 网络计划技术简介

网络计划技术首先应用网络图形来表示一项计划(或工程)中各项工作的开展顺序及其相互之间的关系;通过对网络图进行时间参数的计算,找出计划中的关键工作和关键线路;通过不断改进网络计划,寻求最优方案,以求在计划执行过程中对计划进行有效的控制与监督,保证合理地使用人力、物力和财力,以最小的消耗取得最大的经济效果[1]。常应用于工程管理的网络计划技术是关键路径法(CPM)和计划评审技术(PERT)。CPM是由美国杜邦公司和兰德公司于1957年联合研究提出的,它是通过确定网络的关键线路来实现对项目的管理和监控,并对非关键线路上的活动进行适当调整和控制,在现实工程中得到大量广泛的应用[2]。计划评审技术(PERT)是美国海军特种计划局和洛克希德航空公司在1958年规划和研究核潜艇上发射“北极星”导弹的计划中首次提出的,PERT用公式E=(a+4m+b)/6;σ2=(b-a)2/36(a、b、m分别是对服从β分布活动工期的悲观时间、乐观时间与最可能时间的估计值)近似分别计算活动持续时间的期望和方差[3]。

1.2 关键链技术简介

1997年,以色列物理学家Goldratt博士将约束理论(TOC)成功应用于项目管理领域,从而产生了一种全新的项目计划调度管理方法——关键链项目管理(CCPM)。传统项目计划与控制方法CPM和PERT并未考虑项目活动的各种资源约束以及人的行为特征,常会造成项目费用超支、工期拖延、项目范围变更等诸多问题[4],CCPM能够针对项目资源稀缺,克服CPM和PERT的缺陷,把每个活动节省下来的安全时间综合利用起来,通过设置项目缓冲(PB)、输入缓冲(FB)和资源缓冲(RB)来降低风险,提升了项目管理能力,保障项目的顺利进行[5]。

1.3 网络计划技术与关键链技术的结合应用

网络计划技术经过50多年的发展和应用,已经比较成熟,但是其在项目进度管理中只考虑时间约束关系,没有考虑资源约束和人的行为因素,可能导致项目进度的延误。关键链项目管理在制定进度计划时考虑了资源约束和人的行为因素对项目各活动的影响,对以时间为约束的关键路径进行改造,找出真正制约项目进度的关键链。将网络计划技术和关键链技术结合起来进行项目进度计划的编制,可以更有效地保证项目顺利实施,结合步骤如下[6]:(1)采用PERT估算处活动持续时间的期望值;(2)根据CPM计算出项目的关键路径;(3)运用关键链技术在关键路径的基础上考虑资源约束,将网络图中活动之间的并行执行关系转变成串行执行关系,得到资源约束下的关键链;(4)以50%的概率完成活动的原则计算关键链和非关键链各活动的工作持续时间;(5)计算项目缓冲区、汇入缓冲区的大小;(6)把项目缓冲区、汇入缓冲区加入关键链中,得到项目的最短完工总工期。

2 A核电站核岛UPS电源安装调试进度计划

2.1 A核电站核岛UPS电源简介

A核电站核岛UPS电源由8套UPS电源设备和蓄电池组成,主要为6.6KV和核岛380V交流电源系统、数字控制系统机柜、部分核岛仪表和控制回路等关键负荷提供电源,确保负荷长期安全运行。

2.2 A核电站核岛UPS电源安装调试活动持续时间估算

根据A核电站总体进展情况安排,A核电站核岛UPS电源安装调试计划于2010年12月1日开工,2011年5月30日完工。其中三套设备完工时间为2011年4月30日,另外五套系统完工时间为2011年5月30日。通过搜集类似项目的工程信息,邀请专家采用PERT估算各项工作的乐观时间、最可能时间和悲观时间,计算出各项活动的期望时间,见表1。

根据以上确定的各活动持续时间和逻辑顺序,编制的带有时间参数的双代号网络图如图1。

2.3 CCPM管理设备安装调试阶段进度

从图1可以看出,设备安装调试有四条路径,分别是1111→1112→1114→1115→1211→1212,1121→1122→1124→1125→1221→1222,1131→1132→1151→1152→1153→1222,1131→1132→1141→1142→1143→1212。四条路径活动持续时间总和分别是150,175,105,99。所以关键路径为1121→1122→1124→1125→1221→1222。第一批设备安装调试所需时间为150天,第二批设备安装调试所需时间为175天。

虽然项目计划工期非常接近预计工期,但在项目执行期间,为了克服“学生综合症”、“帕金森定律”等问题对进度的影响,采用关键链技术缩短项目的计划工期。

在图1中加入约束资源,如图2,显然约束资源是R6,根据关键链技术重新安排进度如图3(波浪线表示资源R6的使用顺序)。

1111→1112→1114→1115→1211→1212,活动持续时间为150天。

1111→1112→1114→1122→1124→1125→1221→1222,活动持续时间为245天。

1111→1112→1114→1122→1124→1142→1152→1453→1222,活动持续时间为211天。

1111→1112→1114→1122→1124→1142→1143→1212,活动持续时间为198天。

1121→1122→1124→1125→1221→1222,活动持续时间为175天。

1121→1122→1124→1142→1152→1153→1222,活动持续时间为141天。

1121→1122→1124→1142→1143→1212,活动持续时间为128天。

1131→1132→1151→1152→1153→1222,活动持续时间为105天。

1131→1132→1141→1142→1143→1212,活动持续时间为99天。

1131→1132→1141→1142→1152→1153→1222,活动持续时间为112天。

最长路径为1111→1112→1114→1122→1124→1125→1221→1222,即为关键链。

将工序的时间缩减一半,并把关键链和非关键链上所节省的时间的一半分别作为项目缓冲(PB)和汇入缓冲(FB),并在关键链的尾部设置缓冲区,在非关键链到关键链的入口处设置汇入缓冲区[7]。PB和FB的计算结果如下:

PB=0.5×(0.5×245)=61.25≈61天,

FB1=0.5×max(0.5×(25+30+15),0.5×(8+5+15),0.5×(15+50+6+8+5+15))=0.5×(0.5×99)=24.75≈25天,

FB2=0.5×max(0.5×(15+50+7+10+5),0.5×(8+10+5),0.5×(15+50+6+8+10+5))=0.5×(0.5×94)=23.5≈24天

加入PB和FB后的设备安装调试关键链如图4(PB和FB作为活动出现在网络图中,不代表实际意义的工作)。

3 项目安装调试进度控制

项目进度控制是指在限定的工期内,拟定出即合理又经济的项目进度计划,在项目计划执行过程中,经常检查实际进度是否按计划要求执行,若出现偏差,要及时找出原因,采取必要的纠偏措施对原计划进行调整,直到工程完工。

3.1 安装调试进度控制方法

工程项目进度控制方法是把项目工期目标层层分解,以控制循环理论为基础,经常将项目目标工期与实际施工进度进行比较与分析,不断采取措施调整。

工程项目安装调试进度控制循环过程[8]包括事前、事中、事后进度控制。事前进度控制以项目总体控制为基础,针对安装调试期间的各项工作编制进度控制工作细则,用于指导安装调试期间项目管理人员对进度的控制。事中控制是项目安装调试计划能否按期完成的关键。项目管理者要及时检查和审核安装和调试单位提交的进度统计分析资料和进度控制报告,同时进行必要的跟踪检查实际完成情况,做好工程进度记录,为进度分析提供可靠详实的数据资料。项目管理者如果发现实际进度与计划进度有偏差,要分析偏差产生的原因,以及对后续工作的影响,并及时采取有效措施纠偏,确保项目按期完成。事后控制体现在对项目进度控制每一循环过程总结整理和对工程进度控制及调整计划偏差的能力,它包括项目目标完成情况,资源利用情况分析、项目成本完成情况分析;项目进度控制过程中所出现问题的总结分析;整理项目的工程进度资料及相应的竣工资料,并按照公司相关文件归档原则将工程资料归档;项目进度控制中经验的总结分析,归纳出项目进度控制一些好的经验,为后续项目进度控制提供借鉴。UPS电源安装调试进度控制过程如图5所示。

3.2 安装调试进度控制措施

A核电站核岛UPS电源项目进度的紧凑性决定了其进度控制将是一项更为复杂、要求更高的工作为了确保项目进度计划的顺利实施,项目采用以下几种措施进一步保证了进度的控制。

3.2.1 加强项目的组织管理

项目管理者根据项目进度计划,从系统出发,要求各参与单位编制合理有效的项目组织结构图,确保项目相关资源落实到位,有效调动各参与单位的工作积极性,做到主动、合理协调各参与单位相关人员的工作计划,在项目的组织上为项目实施创造有利条件。

3.2.2 加强项目技术管理

为保证项目总体目标的实现,对安装调试各项工作严格按照进度计划控制,并按照各项工作的工艺要求,提前熟悉,确保工作顺利开展。通过对各工作技术管理,结合项目组织管理、项目资源安排加强项目进度控制。

3.2.3 加强项目经济措施

经济措施是项目实施阶段对各参与单位最有效的控制手段。项目进度计划的实施效果应当与相关单位的经济责任相联系。项目管理者结合进度计划及关键线路上关键节点的时间要求,采取进度控制的经济措施主要包括:为提高项目合作单位的积极性,对于能够按照进度计划的要求完成相应工作的参与方,及时办理项目工程预付款及工程进度款。当项目需要相关参与单位工作人员加班加点时,按照相应国家规定的定额标准给予足够的赶工费用;在项目实施过程中,如果参与单位能够保质保量提前完成合同工作内容或阶段性完成里程碑节点工作,将给予相关单位适当的奖励;对于滞后工程进度并给项目总工期带来影响的相关单位,也要按照相应的合同约定条款予以索赔。

3.2.4 加强合同管理措施

合同管理措施主要做到以下几点:第一,加强项目合同管理。加强项目合同管理是为了保护合同双方利益,正确处理项目合同工期与项目进度计划之间的关系,努力保证最终实现合同约定的项目进度目标;第二,正确处理合同变更。从合同变更的内容和范围上看,主要包括增减工作项目、使用材料的变化、安装调试方案的变化、安装调试条件的变更等。项目的顺利实施常常伴有正常和必要的变更,项目管理者通过与合同方协商沟通,根据满足项目目标需要的目的,进行必要的变更;第三,加强工程进度中的风险管理。项目安装调试阶段不确定性因素较大,在项目实施过程中,应该对影响项目进度的因素进行风险分析,预先制定应对措施和处理方法,保证项目计划的顺利实施;第四,加强索赔管理,公正地处理索赔。项目安装调试期间常会发生由于设计变更导致的设备安装调试相应工作调整的问题,从而导致安装调试工作范围的变化。

另外,也可能是由于安装调试单位采用了不恰当的方法导致设备损坏,出现这些情况将不可避免产生合同索赔,合同双方应跟踪索赔产生的原因以及详细过程,按照相关程序要求及时提交索赔文件,通过各种方式进行沟通谈判,达成处理的一致意见,合理解决索赔。

4 结束语

中国核电站的建造最近几年得到了快速发展,核电站设备安装调试的经验较少,本文在CPM/PERT、CCPM以及控制循环理论等指导下编制项目进度计划并进行项目管理,为项目成功实施提供了丰富的理论指导和实践支持。需要注意的是,CCPM是最近几年发展起来的,其应用到核电站设备安装调试的进度控制很少,这种方式是否可以在核电站其它设备安装调试进度控制方面进行推广,需要更多的实例验证。

参考文献

[1]刘焱.网络计划技术在设备大修中的应用[J].一重技术,2006(4):111-114.

[2]李春阳,周国华,李春光.模糊网络计划技术发展综述[J].工程建设与设计,2004(2):52~54.

[3]赵道致,王元明.基于PERT的项目工期风险传递机制[J].工业工程,2008,11(4):14-18.

[4]张静文,胡信布,王茉琴.关键链项目计划调度方法研究[J].科技管理研究,2008(3):280-283.

[5]鲍学英,赵廷龙.关键链技术在项目进度管理中的应用研究[J].兰州交通大学学报,2009,28(1):34-36.

[6]鲍学英,赵廷龙.关键链技术在项目进度管理中的应用研究[J].兰州交通大学学报,2009,28(1):34-36.

[7]赵之友.关键链项目管理评价[J].科技管理研究,2008(7):496-499.

核岛控制系统 第6篇

关键词：核电厂,核岛消防系统,二氧化碳加压装置,国产化

一、引言

对于核电站的反应堆冷却剂泵 (每个机组两台立式泵) 和上充泵 (每个机组三台卧式泵) , 每台泵都设置了一套二氧化碳加压装置, 以便消防动作时, 给除盐水箱加压以释放除盐水灭火。某核电站的JPI (核岛消防系统) 的二氧化碳加压装置, 采用了法国sicli公司的进口设备。但是, 参考电站设计建造距今已有16年, 法国sicli公司目前已经停止生产该设备。

目前, 我国许多机械、仪表的制作能力和生产能力都已接近国际水平。进口备件国产化可以大大缩短采购周期, 缩减采购成本, 而且更能适应现场国内工况, 因此进口备件的国产化有着重要的意义。

二、二氧化碳加压装置总体构造

二氧化碳加压装置主要应用在反应堆冷却剂泵和上充泵的喷水灭火装置中, 用来驱动反应堆冷却剂泵和上冲泵消防系统的除盐水罐中的除盐水, 当火灾发生时, 加压装置中的二氧化碳储气钢瓶打开, 释放出二氧化碳气体, 经输气管道后挤出除盐水箱中的水, 然后经消防管道至喷头形成水喷雾, 用以保护反应堆冷却剂泵和上充泵。它可以为消防系统提供一阶段灭火的三分钟消防用水。该加压装置的流程图如图1所示。

三、设备备件及其国产化替代

由于针对反应堆冷却剂泵的二氧化碳加压装置位于R区, 环境比较特殊, 因此本文只论证处于N区的针对上充泵的二氧化碳加压装置, 并且N区拆换的设备可以当做R区备件。

(一) 二氧化碳泄露控制器/流量控制器。

二氧化碳加压装置的流量控制器和泄露控制器为定值不同的同类控制器。流量控制器定值为11bar, 泄露控制器定值为3bar。其工作原理很简单, 当压力达到设定值时, 流量控制器的阀体被顶起, 推动微动开关, 接通常开侧, 从而送出报警信号。从二氧化碳流量控制器/泄露控制器原理上, 该设备等同于一个压力开关。理论上, 只需选取一个定值恰当的压力开关即可对该进口备件进行替换。

(二) 二氧化碳钢瓶及其启动装置。

二氧化碳钢瓶的启动是通过安装在气瓶架上的抗震电磁启动器控制的。当确认火灾发生时, 运行人员可由主控发出指令, 远程启动电磁启动器, 或者由就地拉动手动开启环启动。从启动信号送至现场到瓶头阀开启, 需经过多个机械传动才能实现, 比较繁琐。且手动操作连杆与分离杆在重锤的作用下卡得非常紧, 可能会发生信号送至就地, 电磁铁却无法拉动连杆而不能启动的情况 (已有过先例) 。参考目前某电站内应用的气体灭火系统, 该系统同样采用了高压气体钢瓶, 当发生火警时, 通过开启瓶头释放阀释放瓶内压缩气体。该基本原理与二氧化碳加压装置完全相同。

四、备件国产化可行性分析

(一) 必要性分析。

从国际形势看, 当今世界, 掌握核心科技才能掌握核心利益。在国家的大力推动下, 曾经需要100%国外进口的核电, 如今, 大型铸锻件、压力容器、蒸汽发生器、核级泵阀等都逐步实现了国产化, 某核电站国产化率高达84%, 国产化是核电领域未来的发展方向, 推进更多备件国产化势在必行。

从现场实际情况看, 目前法国sicli公司已经停产当前某核电站使用的二氧化碳加压装置, 若不进行国产化替代, 若干年后将面临无备件可用的窘境。

(二) 经济性分析。

进口备件价格昂贵, 供货周期长。以流量控制器/泄露控制器为例, 其单价为8, 950元。目前法国sicli公司已经停产了该套设备, 必将导致市面上的备件越来越少乃至供货断绝, 因此若继续使用此套进口设备, 必将库存大量备件, 再加上进口备件的储存以及维护成本, 更加增大了备件的花费。

而采用国产设备, 将大大降低备件花费。国产压力开关根据品牌的区别, 从几百到两千不等, 价格大大低于设备原配的流量/泄露控制器。与此类似, 二氧化碳储存钢瓶以及释放装置, 若采用国产设备, 其驱动方式更加简单直接, 成本也将下降至进口备件的1/3左右。

工程造价方面, 流量/泄露控制器的更换不涉及重新的布线, 选用口径一致的压力开关安装即可。钢瓶及其释放装置也可以定制成和当前钢瓶体积相当的类型, 避免重新安装设计钢瓶支架, 因此成本极低。

(三) 安全性分析。

不可否认, 进口产品执行标准的确是要高于国家标准。但是对于二氧化碳加压装置, 国家标准完全能满足使用要求。并且对喷水灭火系统的压力开关, 单独在国家标准GB 513510-2006《自动喷水灭火系统》第十部分中, 在外观、强度、工作可靠性、耐热、耐湿、耐腐蚀、抗震绝缘等方面作了明确的要求, 满足某核电站二氧化碳加压装置的使用要求。

当然做好国产化备件的质量控制同样重要。通过选取规模大、信誉好、技术力量雄厚的厂家;采取可靠的把关手段, 做好验收工作, 严格控制国产化备件质量, 保证系统的安全性。

(四) 工程可执行性分析。

流量/泄露控制器采用螺纹与二氧化碳管道连接, 便于加工。其信号直接接DCS机柜, 触点容量为:DC48V, 1A, 符合一般工业要求, 可以直接连接符合参数的压力开关。

二氧化碳钢瓶储存溶剂为70L, 内充装气体重量45KG, 连接尺寸NPT1钢瓶帽。释放阀为DN50的黄铜释放阀。启动释放阀的电启动器, 其启动电源为48V, 电流为3.1A。以上参数为常规工业参数, 不存在特殊性。可以直接购买符合要求的设备。

(五) 建设进度预估。

更换国产化备件属于简单工作, 为了不影响消防设备的安全运行, 不造成消防隐患, 可将工程窗口安排在大修期间, 分批次对各套二氧化碳加压装置进行更换。每套二氧化碳加压装置的国产备件更换预计需动用人力4名, 工期4h。

(六) 后续运行维修。

按照目前运行实验要求, 每次大修需对二氧化碳的电启动器以及流量/泄露控制器进行启动实验。更换为国产设备后依然可以参照此标准执行。

五、结语

根据以上各节的研究分析, 合理科学地对二氧化碳加压装置进行国产化改造, 可以节约资金, 取得一定的经济效益。国产化改进二氧化碳钢瓶及其释放装置, 使其结构更加简单, 启动方式更加简洁, 提高了工艺性。进口设备二氧化碳加压装置的部件进行国产化是可行的。

参考文献

[1]自动喷水灭火系统设计规范.GB 50084

[2]水喷雾灭火系统设计规范.GB 50219

[3]气体灭火系统设计规范.GB 50370

[4]核电厂防火设计规范.GBT 22158

浅谈核岛稳压器 第7篇

1 稳压器的主要功能和工作原理

1.1 主要功能

稳压器用于稳定和调节一回路主系统的工作压力, 避免一回路主系统压力过高或过低, 以防止一回路主系统及设备超压或压力过低出现沸腾现象, 避免堆芯燃料元件棒过热烧毁事故。

1.2 工作原理

稳压器与一回路通过波动接管连接, 因此稳压器内的蒸汽压力与一回路水的压力是相等的。因此, 通过控制稳压器内的压力可以调节一回路中水的压力, 其具体是通过喷雾器和电加热器实现的。正常情况下, 稳压器内的冷却剂处于汽液平衡状态, 当需要降低系统压力时, 冷却水从喷雾器喷出使其上部空间的蒸汽冷凝, 使压力降低;当需要提高系统压力时, 稳压器底部的电加热器启动, 稳压器底部的部分水形成水蒸汽, 从稳压器底部上升到上部的蒸汽空间, 使压力升高[1]。

2 某项目稳压器的结构介绍

某项目稳压器是一个立式圆柱结构的高温高压设备 (见图1) 。该设备主体是由上、中、下三段筒体与上、下封头组焊而成。设备主体材料为508-Ⅲ钢锻件, 各接管安全端材料为F316不锈钢锻件, 总容积35m3。

2.1 上封头组件

上封头设有一个喷雾接管, 三个安全阀接管和一个人孔。喷雾接管下端装有喷雾器以伸入到稳压器的上部蒸汽空间内。喷雾接管内部焊接有防热冲击套管, 用于降低因冷水喷入温度变化所产生的热应力。安全阀接管连接安全阀, 用于提供超压保护。上封头还装有三个压力水位计接管和一个温度计接管。

2.2 筒体组件及其附件

筒体的下部设有上、下电加热元件支撑板, 对电加热元件起支撑作用, 并可以抑制其横向振动。此外, 该支撑板促进了波动水流与稳压器内水的混合, 而不影响稳压器内水的自然循环。上支撑板中间也开有提供人员检查通道的人孔。上、下电加热元件支撑板分别与四个焊在壳体内表面的支撑座相连接, 保证支撑板水平定位。筒体下部还装有三个压力水位计接管、一个温度计接管以及一个取样接管。

2.3 下封头组件

下封头设有一个波动接管, 与一回路出口接管连接。波动接管内焊有防热冲击套管, 用于降低由波动水流引起的热应力和热冲击。在其入口处, 还装有分流器, 有助于波动水流与稳压器内水的均匀混合, 同时过滤掉稳压器内的杂物, 防止其通过波动管进入反应堆一回路。

2.4 裙座组件

稳压器底部采用圆形裙座组件支承。沿支承裙座圆周方向开有16个通风孔, 用于电加热元件电缆接头的冷却[2]。

3 某项目稳压器的制造关键点、难点分析

3.1 防热冲击套管与安全端的分体结构

喷雾接管安全端和波动接管安全端与各自的防热冲击套管是一体的, 喷雾接管安全端的防热冲击套管壁厚为4mm, 波动接管安全端的防热冲击套管壁厚为为4.5mm。带防热冲击套管的安全端与各自对应的接管焊接之后, 薄壁的防热冲击套管与管座内壁的腔体尺寸将会发生很大变化, 而且受结构所限, 接管与安全端焊缝的焊接缺陷无法采用机加工或砂轮打磨的方式清除, 故将防热冲击套管与安全端分离, 即增加单独的防热冲击套管结构, 将安全端先与接管组焊, 焊后加工去除背面工艺凸台, 之后再将防热冲击套管与安全端进行焊接, 避免了因结构所限不能清除焊接缺陷的问题 (见图2) 。

在修改结构的过程中, 充分考虑了薄壁的防热冲击套管焊接所产生的变形, 且防热冲击套管分段后的位置不影响安全端与防热冲击套管焊缝和安全端与接管焊缝各自的无损检测。焊接后, 保证防热冲击套管与安全端全焊透, 并进行表面检测, 同时, 确保防热冲击套管凸台外径与接管内壁堆焊层的定位径向间隙在设计要求的公差范围之内。

3.2 电加热器的安装

电加热器的安装对机加工和装配工艺都提出了很高的要求。稳压器底部球形封头上的90个电加热元件孔的镗孔加工难度很大。因为孔数多, 孔深各不相同, 同时要求每个管孔相邻两孔间距公差不大于0.2mm, 任意两孔间距公差不大于0.5mm;而且在球形曲面上加工, 更增加了机加工的难度。先在下封头预加工孔, 再在最终热处理之后, 对孔系进行精加工, 可保证加工精度。用于支承电加热器隔板的孔系与下封头上对应贯穿加热器套管孔系的位置精度应严格控制。因为电加热器数量多, 而且贯穿下封头及上下隔板, 所以为保证其顺利装配, 采用定位芯轴配合装配, 保证上下隔板孔系与下封头上相关孔系位置度的正确性。

电加热器套管在下封头上的位置度有严格要求, 组焊后的套管应能保证电加热器元件顺利穿入。电加热器套管与下封头的装配采用冷装工艺, 消除装配间隙, 减小套管位置度偏差, 同时增加套管刚性防止挠曲变形, 该装配工艺的过盈量要求严格。焊接时采用专用胀接技术, 克服套管焊接区的径向收缩, 保证套管的内径尺寸公差。

3.3 接管与安全端异种金属焊接

稳压器各接管材料为508-Ⅲ钢, 现场主管道材料为不锈钢, 二者直接焊接难度较大。为降低接管与主管道现场连接的难度, 在制造过程中, 接管外端应提前焊有一段不锈钢安全端。

在高温工作条件下, 不锈钢与508-Ⅲ钢的焊接接头会因变形不均而产生较大的热应力, 故接管管嘴的端部一般堆焊镍基合金, 然后再与安全端相焊 (见图2) 。镍基合金的线膨胀系数及力学性能介于508-Ⅲ钢与奥氏体不锈钢之间。镍基合金作为过渡层, 使焊接接头的局部变形得到协调, 改善了接头的受力状态, 热应力减少, 危害降低。在手工焊接过程中焊接质量往往受到人为因素的影响, 采用热丝TIG自动焊工艺, 实现镍基合金焊缝施焊过程的自动化控制, 有效降低人为因素对焊接质量的影响。

4 结束语

稳压器是核岛一回路主设备, 其尺寸大、制造要求高。本文介绍了核岛稳压器的主要功能、工作原理和结构特点, 并结合稳压器在制造过程中积累的经验, 分析了制造中的关键点、难点, 为后续制造、技术升级及自主设计提供借鉴。

参考文献

[1]马进, 王兵书, 马永光.核能发电原理[M].中国电力出版社.2006, 22~23.[1]马进, 王兵书, 马永光.核能发电原理[M].中国电力出版社.2006, 22~23.

某核电核岛厂房的结构设计 第8篇

关键词：翻版加改进,核岛厂房,结构设计,修改

某核电工程(0738工程)采用二代加改进技术,并以秦山核电二期(0401工程)为参考电站,设计参考秦山二期扩建核电站加适当改进,一期建设两台65万千瓦级压水堆核电站。在施工图设计工作中,针对设计参考电站主要进行的修改有:重要技术改进项、厂址适应性修改、设备供货原因的修改以及0401工程改单的处理等几个方面。结构专业对以上出现的设计更改进行专项的分析,并将分析结果按照不同的实施方式在施工图设计中认真实施。

1 改进项的主要内容及其对结构专业的影响

1)重要技术改进项。

重要技术改进项主要是针对0401工程经验证不是太合理或适用于0738工程的某一系统或者工艺流程进行重大修改的项目。与核岛结构专业相关的重要技术改进项包括:仪控数字化和先进控制室(改进项编号:0738-M-102)、核岛消防设计改进(0738-M-104)、电气厂房冷冻水系统改进(0738-M-106)、主控制室空调系统改进(0738-M-107)、主蒸汽隔离阀检修吊装改进(0738-M-110)、主控室双进风口(0738-M-112)。以上修改除电气厂房冷冻水系统(DEL)改进项(0738-M-106)变化较大需重新计算设计外,其余的均是结构的局部修改,一般都是局部楼面或墙面开洞的位置或开洞大小有调整,该变化对整体分析影响很小,无需对厂房做整体分析计算,但是需要对该处结构构件进行局部分析验算,以确保结构强度满足设备荷载的变化。

2)厂址适应性修改。

厂址适应性修改主要是针对参考电站(0401工程)和实施电站(0738工程)由于厂址有关的设计参数变化引起的修改,此部分修改未涉及到核岛结构专业。

3)局部工艺设备的变化。

由于改进项或设备供货的原因,造成局部楼面的设备荷载值大小或荷载作用位置的变化,该变化对整体分析影响很小,无需对厂房做整体分析计算,但是也需要对该处结构构件进行局部分析验算,以确保结构强度满足设备荷载的变化。

4)0401工程改单的处理。

0401工程的改单一般分为设计修改及工程变更通知单、现场修改通知单、工程变更单、施工设计文件问题澄清单等。a.设计修改及工程变更通知单。此类设计更改是由设计单位发出,修改原因一般有两种情况:一种是因为相关专业新提条件或条件变化而发变更,另一种是因为原设计图纸本身错误而发变更。b.现场修改通知单。此类改单是由现场设代发出,一般针对图纸中出现的较小错误进行修改。 c.工程变更单。此类更改单是由施工单位提出的,一般是因施工原因或者材料采购原因而引起的变更。d.施工设计文件问题澄清单。此类改单是由施工单位提出,一般由于施工设计图纸中表达不够明确或有歧义处提出需要设计方澄清的问题单。结构专业都将所有的改单按图册进行汇总分析,按照对0738工程结构施工图的影响总体分为三类:

第一类:由于0401工程设计图纸本身错漏的而发改单,这类改单内容需要正确地反映到0738工程的施工图中。第二类:由于相关专业的修改,现场设备就位,专业间碰撞引起的改单,该部分改单需经相关专业会签并确认后,反映到PDMS三维模型中进行碰撞检查后确定问题是否在0738工程中依然存在,如0738工程仍然存在此问题,则需要将此项内容修改到0738工程的施工图中。第三类:由于0401工程采购原因引起的材料代换、现场施工错漏引起的改单,这类改单一般不反映到0738工程施工图中。

在具体设计过程中,设计人员在设计0738工程某册施工图之前,先将参考电站中与本册图纸相关的更改单进行分析判别和分类,并记录在《对参考电站(0401)修改、变更单的分析及实施记录表》中,对于模板图和次要钢结构施工图,该表经校审后,其中的第一类更改单,直接在提交给各专业的结构作业模板图中实施,并用云线标识和说明,以便相关专业在提资和会签时核对;其中第二类改单,则单独绘表并以资料单的形式提交给相关专业,由相关专业确认后是否实施,结构专业在收到相关专业的确认资料单后,在提交给各专业的结构作业模板图中实施,并用云线标识和说明;其中的第三类更改单,则不再在0738工程的施工图中实施。对于结构配筋图,因为一般不涉及其他专业,改单类别一般为第一类或第三类,由结构专业校审后确定是否在0738工程中实施。

对于在0738工程中实施的更改单如果影响到其他图册的模板图、配筋图或次要钢结构图,则在《对参考电站(0401)修改、变更单的分析及实施记录表》中注明影响的图册图纸号,并告知相关图册设计人员。

2 针对各种修改的结构处理

根据不同修改项对结构的影响情况,把结构的修改分为以下几项:A类:与参考电站(0401)相比无实质性修改,只是对原有图纸“错漏碰缺”的改正,此类修改无需做结构计算。B类:在参考电站的基础上有实质性修改;但图纸的改动变化不至于造成结构受力状况改变的,或虽造成结构构件的受力状况变化但是其变化在可以接受的范围内。该变化对整体分析影响很小,无需对厂房做整体分析计算,但是需要对该处结构构件进行局部分析验算,以确保结构强度满足设备荷载的变化。C类:与参考电站完全不同,全新设计。此类修改对结构进行重新计算。

3 各种修改的验证及审查

0738核电厂项目是以秦山二期扩建工程(0401)项目为参考电站的,0738出版的设计文件和图纸根据其相对于0401的变化程度分为以下三类,文件类别不同审查深度和范围也有所不同:

A类:与参考电站(0401)相比无实质性修改;此类文件原则不审查。如有必要按提交图纸抽取10%进行审查。

B类:在参考电站的基础上有实质性修改;此类文件根据改进的重大程度酌情审查。原则为:若图纸的改动变化不至于造成结构受力状况改变的或虽造成结构构件的受力状况变化,但是其变化在可以接受的范围内的图纸可抽取提交图纸总量的25%左右进行抽查,其余的有重大改动的图纸原则上全部审查。

C类:与参考电站完全不同,全新设计。此类文件全部审查。

4三维设计(PDMS)在结构设计中的应用

在施工图设计前期已经按照参考电站的情况建立了三维设计模型,模型包括土建、设备、管道、电缆等各专业的内容。三维设计除了可以对设备及管道专业间的碰撞进行检查外,对土建的预留洞、预埋件的定位,特别是二次钢结构的设计有极大的帮助。核岛的二次钢结构一般都是设备的检修平台,所处的位置一般都是管道设备密集区域,参考电站(0401)改单中有大量的钢平台和管道或设备碰撞问题,在昌江核岛工程中,根据准确的模型中核对各设备、管道、支架等的定位,并在此基础上开展三维碰撞检查,解决了大量的碰撞问题。应该说,三维设计(PDMS)对提高土建施工图设计质量具有重要的指导作用。

5与现场施工进行及时有效的沟通

得力于各现场和总部以及分公司的专线网络及专业通讯工具,使得各部门各专业间的沟通十分顺畅。现场出现的问题可以通过照片图片的形式及时反映到设计人员,设计人员也可以及时与各相关专业沟通,对现场问题做出及时有效的处理。

我们还逐月对现场的改单进行归纳总结,如一号堆出现了问题就及时查看二号堆是否有同样的问题存在,尽量让同样的问题不在二号堆发生。

6结语

对于翻版加改进核电的结构设计,我们编制了大量的工作程序,如:《郑州分公司核电施工图设计验证质量核对表———核岛结构》(CNPE-MSW-5030-108)、《郑州分公司“翻版+改进”核电施工图设计过程控制工作表及表格》(CNPE-MSW-5030-110)、《XXXX核电厂1、2号机组核岛翻版加改进施工图统一规定———结构》(CNPE-MSW-5130-101)、《郑州分公司核电工程三维设计土建钢结构建模校审工作程序及表格》(CNPE-MSW-5030-115)、《郑州分公司核电工程三维设计钢结构建模工作手册及表格》(CNPE-MSW-5030-122)、《郑州分公司核电工程三维设计土建建模工作手册及表格》(CNPE-MSW-5030-123)等程序。通过这些程序让设计人员在工作中有了充分的依据。

核岛球形罐顶冷成型工艺 第9篇

EM7工作包是岭澳二期工程大容量储罐现场预制和安装, 其中储罐罐顶瓜瓣及中心顶圆板的冷压成型工作主要包括换料水箱PTR (两台) 、除气水箱TEP (三台) 及辅助给水箱ASG (两台) , 其中PTR为不锈钢罐, 质保等级为Q1级, TEP为不锈钢罐, 质保等级为Q3级, ASG为碳钢罐, 质保等级为Q2级。核岛设备的监造过程和验收都极其严格, 有别于非核级的设备, 本文描述储罐罐顶瓜瓣压制模具的设计原则和制作, 拉冷压成型的储罐罐顶瓜瓣及中心顶圆板的曲率能够得到有效控制的方法。

2 储罐瓜瓣压制可行性方案探讨

采用四柱液压机和长方形凸凹模具进行瓜瓣冷压成型方法, 实际上是一种早已为人们采用的传统方法, 它不仅可用来压制直径小于10米的小型薄壁球型瓜瓣, 同时也可用于尺寸精度要求很高的大尺寸厚壁球型瓜瓣, 例如AP1000核电站中直径约40m, 板厚约48mm, 高约56m的安全壳顶部的球型瓜瓣, 就是采用这种长方形凸凹模具分段分次冷压成型的。由于安全壳球型瓜瓣板的厚度大, 所以压制成型后, 设计不仅对宽度方向的曲率允差有很严格的要求, 同时对长度方向的曲率允差也有同样严格的要求。我们知道, 标准要求越高, 压制难度越大, 为什么压制安全壳瓜瓣要求长宽方向的曲率全都必须要达到设计要求?这与这种大尺寸大厚度的安全壳球型瓜瓣具有很大的刚性有关。刚性太大, 曲率如果达不到设计允差要求, 安装对口时, 仅靠楔具楔是很难将大的错口调整过来的, 所以压制成型的安全壳瓜瓣的曲率必须全都符合允差要求。否则将给安装对口工作带来极大的麻烦。

岭澳一期EM7工作包中的ASG、TEP储罐罐顶瓜瓣采用的就是分段分次长方形凸 (凹) 模冷压成型技术, 由于EM7工作包中的上述常压储罐罐顶瓜瓣最大宽度尺寸仅有1538mm, 而最大长度尺寸也只有5870mm, 板的长宽尺寸与安全壳瓜瓣比, 要小得多, 其最大厚度也只有8mm, 更是不能与安全壳瓜瓣比。瓜瓣板的尺寸小, 厚度小, 刚度也相应小多了。综上可知, 压制储罐罐顶瓜瓣要比压制安全壳瓜瓣的难度小多了。一般来讲, 只要板宽方向的曲率符合设计要求就可以了, 对于板长方向的曲率虽然也要求达到设计要求。但实际情况是, 由于储罐罐顶瓜瓣刚性差, 这就好比卷制厚度12mm以下的储罐壁板一样, 整块板的曲率其实都没有达到设计要求, 事实上也不可能达到设计要求, 全靠安装时将其围靠, 如果稍有偏差也不会影响安装对口。但在安装时必须采用焊接弧形加强板的方法来保证长度方向的曲率达到设计要求。 (弧形加强板的曲率与罐顶瓜瓣的曲率是一样的)

3 储罐罐顶瓜瓣压制模具的设计原则和制作方法

3.1 凸凹模设计

3.1.1 凸凹模设计原则

凸凹模设计以PTR储罐对接拱顶球型瓜瓣为例, 图1所示为该罐球型对接拱顶水平投影直径11895mm (弦长) x 6mm (板厚) , 设计曲率半径10980mm, 分为27等分的施工图。

冷压成型模具设计原则主要有三点:

(1) 凸凹模曲率半径设计

分段分次压制成型用的凸凹模具形状均为长方形, 采用冷压成型方法, 基于冷压的回弹较大, 所以凸凹模的半径皆应缩小, 至于缩小多少主要凭经验, 本例凸凹模的半径皆为拱顶设计曲率半径的五分之三, 这样凸模压到设计半径后还有充足的悬空量, 凭借压力大小来达到成型后的曲率, 图2 (a) 为用设计半径和缩小后半径划线后取得的设计数据, 图2 (b) 为实际压制时模具的结合情况。

(2) 压力机的选择

在悬空的模具上压制, 只能凭借压力大小来控制所要达到的设计曲率, 这点在理论上是找不到的, 只能凭经验取得, 这是因为:———材质的因素:材质不同, 回弹量也不同, 如Q235B的回弹量就小于16MnR钢的回弹量。

板厚因素:板厚不同, 回弹量也不同, 不同厚度的板压到同一曲率, 薄板回弹量大, 厚板回弹量小。

压下速度的因素:压下速度快的回弹量大, 慢的就小。

板面积的因素:例如压制球型瓜瓣, 小面积的回弹量小, 大面积的回弹量大, 这是因为在压制范围四周, 受到未被压制部分的牵连的原因造成的, 牵连小的回弹量小, 牵连大的回弹量大。

鉴于以上原因分析, 选择压力机的吨位, 应遵循宁大勿小的原则, 换言之, 不怕大就怕小, 在本工程阶段选择的压力机为YB32-500四柱式万能液压机 (最大工作压力:500t, 液压缸压力:250kgf/cm2, 工作预紧压力:100t, 工作台有效面积:左右2000mm、前后1420mm, 立柱中心距:左右2200mm、前后1100mm, 工作台离地面高度:500mm, 外形尺寸 (mm) :4500×3600×5280, 自重:42吨) ;在压制前两、三块板时, 速度不宜过快, 因为这时是探索经验的阶段, 是检验模具是否合适的阶段, 同时也是检验压力机的出力是否符合要求的阶段。

(3) 凸凹模长宽尺寸选择

采用长方形凸凹模压制储罐瓜瓣, 模具的长度尺寸是依据瓜瓣大端尺寸来确定, 模具的长度尺寸实际比瓜瓣大端尺寸要大出约50～100mm, 而模具的宽度尺寸的确定则以压力机吨位的大小有着直接的关系, 模具宽度尺寸设计越大, 要求压力机的吨位也必须大, 否则很难压到设计要求的曲率。本例模具宽度尺寸确定为460mm/500mm就是基于现有压力机吨位偏小来设计的。凸模选择460mm或500mm宽是否可行, 有待实践来检验。凹模的长宽尺寸在凸模长宽尺寸基础上各加20mm即可。

3.2.2 凸凹模的制作

凸凹模系由厚20mm, 高低错落叠加在一起的25或27块钢板焊接成型, 为保证凸凹模受力端呈球形的曲率能满足压制要求, 我们根据经验并参考相关资料, 确定取拱顶设计曲率半径的五分之三作为制作凸模球型曲率的半径 (注:凹模也采用同一曲率) 。凸凹模制作详见图3。

4 工作条件

4.1 板材检查

瓣片及顶圆板冷成型后不应有明显的凹凸, 用样板测量, 间隙不应大于10mm (弧形样板弦长不应小于1.5mm) 。

对于瓣片及顶圆板为不锈钢时, 在成型工作中工作台要加衬面, 对碳钢和不锈钢进行隔离保护, 所有接触工具应衬有不锈钢或镀铬。

罐顶板成型时, 表面划伤及缺陷深度不得超过0.5mm。

成型后的瓣片及顶圆板表面不得有微裂纹。

4.2 主要人员工机具配制要求

技术员有多年的罐预制经验, 经过相应培训, 且考核合格并能胜任该项工作。

油压机操作工能熟练的操作YB32-500四柱式万能液压机, 经过相应的培训, 且考核合格并能胜任该项工作。

起重工起重工经相应培训, 且考核合格并能胜任该项工作。

质检员有多年的质检经验, 且经过相应的培训, 且考核合格并能胜任该项工作。

力工经过相应的培训, 且考核合格并能胜任该项工作。

配备YB32-500四柱式万能液压机;样板 (曲率应符合设计图纸要求) 另外需要备用一些消耗材料, 如牛皮纸等

5 操作步骤

6 详细说明

6.1 瓜瓣分段分次冷压成型

将凹凸模具固定到四柱液压机上 (凸凹模制作见第三节储罐罐顶瓜瓣压制模具的设计原则和制作方法) ;

将下好的瓜瓣料板大头一端送进四柱压力机凹模上;

在吊车配合下, 由一端开始, 逐段送入, 逐段压制, 压制时不能一次压到设计弧度, 避免瓜瓣局部产生过大的变形和皱痕, 每压一段要移动一次板料, 距离大小要与前次重合三分之一左右 (见图4) , 一般应分两到三次压制成型, 压制过程注意随时卡样板检查, 通过调整压力来达到所需要的曲率 (第一次试压采用凸模宽度为460mm, 凹模宽度为480mm的模具来压制, 如果第一次试压成功, 且压力机出力能够满足要求的情况下, 可将凸模的宽度加大到500mm, 同时将凹模的宽度加大到540mm, 以利提高压制效率;如果第二次试压由于压力机出力不能满足要求, 应将凸凹模具缩小到第一次试压时的宽度) ;

瓜瓣成型后应对其净料线 (注:可视其为瓜瓣水平投影轮廓线) 进行检查, 若有必要应对线型进行纠偏, 当确认纠偏后的瓜瓣净料线与地样上的瓜瓣水平投影轮廓线完全重合时, 方可进行下一步的工作。

以纠偏后的瓜瓣净料线为基准, 利用氧、乙炔或等离子切割机切除周边多余部分 (瓜瓣压制前四周均留有修切余量) 最后再按图纸要求开出坡口。

特别提醒:

压制瓜瓣是一项较复杂的压制工艺, 不像人们想象的那么简单, 压此彼放, 要想达到完全吻合样板需要付出相当的时间和精力, 这一过程即称之为矫正过程, 矫正时应先矫宽度方向, 后矫长度方向, 因为弧欠要比弧过好矫正得多, 所以在开始压制时不要急于求成, 应遵循宁欠勿过的原则逐步进行。

6.2 尺寸、外观及清洁度检查

尺寸检查:采用弦长1.5米的样板测量, 其间隙不得大于6mm。

外观寸检查:瓜瓣片的边缘不能有起褶皱现象;冷压出来的瓜瓣片不应有局部的凸凹不平;瓜瓣片的纵向和横向要有很好的连续性。清洁度检查见RCC-M 2000版F6300。

7 补充措施

用于奥氏体不锈钢成型的工具经清洁和除油以预防受到污染, 并且不含铁素体;

奥氏体不锈钢工件应尽可能避免与碳钢接触, 凸凹模上各焊上一块不锈钢薄板, 防止压制时加工件与碳钢模具接触;设备应由专人操作。

8 结论

目前国内掌握该工艺的生产厂家不多, 具备核岛球形罐顶冷压成型加工经验的单位更少, 该技术目前在国内处于领先水平。

球形罐顶冷成型技术的攻克, 为公司带来了极大的经济效益, 如果13台罐的球形罐顶全部外委加工, 岭澳一期外委合同价为117万元, 而我们自己压制的费用仅15万元左右, 具有良好的经济效益。掌握了该技术后, 大大提升了公司储罐的制造能力, 将为公司带来长期的经济效益和社会效益。

摘要：本文描述储罐罐顶瓜瓣压制模具的设计原则和制作, 拉冷压成型的储罐罐顶瓜瓣及中心顶圆板分曲率能够得到有效控制的方法。

关键词：模具制作,分段分次压制,冷成型,曲率控制

参考文献

[1]《压水堆核岛机械设计和建造规则》RCC-M2000版.

[2]《板料冷压成形的工程解析》2004年7月.胡世光;陈鹤峥编.北京航空航天大学出版社

[3]《工程材料及成型工艺》2007.3.马壮, 赵越超, 马修泉主编.东北大学出版社