CN102169736B - 一种核电站冷却剂系统主管道的安装方法 - Google Patents

一种核电站冷却剂系统主管道的安装方法 Download PDF

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Abstract

本发明涉及一种压水堆核电站冷却剂系统主管道安装方法。其特征在于：该压水堆核电站反应堆冷却剂系统主管道由冷段（41）和热段（42）组成，蒸汽发生器与主泵直接连接，本发明解决了没有过渡段的主管道的安装方法，使得仅需压力容器或蒸汽发生器就位即可进行主管道安装和焊接，解决了以往主管道施工技术中，压力容器就位后还需蒸汽发生器或主泵就位才能开始主管道安装的技术限制。本发明中采用现场数控加工技术对主管道坡口进行加工；采用激光跟踪测量、3D建模技术，对主管道及与其连接的设备进行测量、建模和过程监测，调整主管道达到组对焊接要求，并利用窄间隙TIG自动焊接技术完成主管道安装，为缩短核电站建设工期提供了可行的方法。

Description

一种核电站冷却剂系统主管道的安装方法
技术领域
本发明涉及压水堆核电站的反应堆冷却剂系统主管道的安装方法。
背景技术
核电站的反应堆冷却剂系统管道（以下简称主管道）是连接反应堆压力容器（以下简称压力容器）、蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵（以下简称主泵）（上述4项统称为核岛主设备）的闭式循环回路，是压水堆核电站最关键的核安全一级设备，管内介质为带有放射性的含硼水。冷却剂系统每个环路主管道包括：连接压力容器和蒸汽发生器的一个热段，连接压力容器和主泵两个冷段管段。本发明的核电站的反应堆冷却剂系统由两个或三个环路为例。核反应堆的冷却剂由主泵驱动，通过冷段输送至压力容器，经压力容器反应产生的热量加热后，经热段运至蒸汽发生器，再由主泵驱动，经冷段返回压力容器，完成一个循环。
由于核反应堆具有放射性，反应堆压力容器、蒸汽发生器、主泵之间形成的回路均通过主管道采用对接焊方式连接，每段主管道两端至少有两个焊缝，每个环路至少有六个焊缝。核电站主管道直径和壁厚都较大，对组对焊接质量要求高；与主管道连接的均为核安全一级设备，结构复杂、制造周期长，工期风险较大。现有技术中，压水堆核电站冷却剂系统安装主管道时，通常利用过渡段来调整安装过程中的偏差，例如公开说明书CN101839467A中的主管道安装即采用了此种方式。本发明中的主管道长度、坡口形状加工与公开说明书CN101839467A的区别是，主管道形状、布置、安装顺序有所不同；安装要求非常高，即坡口组对错边量≤0.8 mm，组对间隙≤1.0mm。上述主设备出厂时，均在供货商处加工完成与主管道对接的管口（又称安全端），包括方位和坡口形状；而所有主管道两端坡口必须在安装现场进行加工。加工主管道两端坡口，必须以已经制造完成的压力容器、蒸汽发生器、主泵安全端管口尺寸及其制造系统误差、主管道制造误差和弯段曲率等为依据。本法发明通过进行实体建模、数据拟合的方法，将数据输入移动式数控坡口加工机，通过数控加工主管道，预留加工量，使主管道与主设备坡口匹配，同时必须满足三个固定管口同时组对成功，寻找最佳匹配方式；利用激光跟踪测量技术和3D建模技术，可实现三个管口在三维空间的同时拟合。
发明内容
本发明的目的在于：提供一种利用激光跟踪测量及3D建模技术、现场数控跟踪坡口机械加工技术，开发相应的专用工具，缩短施工周期，提高工效。解决主管道安装的方法、施工工序和为满足安装要求所采用的新技术，解决了组对及焊接问题，使任何主设备的到货方式均能进行主管道安装施工；
本发明另一目的是解决主管道的安装偏差，提高安装精度，减少应力，从而即使没有过渡段调整安装偏差，也能保证：主管道冷热段在与一侧主设备管口焊接固定后，另一侧能与其它主设备管口实现同时组对焊接；或六个管口同时组对，并使组对间隙和错边量的符合要求。
本发明所解决问题是一种新型反应堆冷却剂系统主管道的安装方法，包括安装工序和使用的新技术。通过工序优化，在主管道到货的条件下，使任意主设备到货方式均可以进行主管道安装。
本发明是这样实现的：一种压水堆核电站冷却剂系统主管道安装方法，蒸汽发生器与主泵直接连接, 蒸汽发生器（1）、主泵（2）、压力容器（3）通过主管道（4）进行对接焊连接安装，所述主管道由冷段（41）和热段（42）组成，其特征在于：安装过程中，采用激光跟踪测量技术，压水堆核电站冷却剂系统中的任一环路主管道的安装，包括以下步骤： 
步骤一、压力容器（3）安装就位和/或蒸汽发生器（1）及主泵（2）安装就位；
步骤二、利用激光测量或精确测量技术和3D建模技术，测量主管道（4）、压力容器（3）和/或蒸汽发生器（1）及主泵（2）管口方位及尺寸，并对坡口特征进行测量；根据测量数据加工主管道（4）位于压力容器（3）一端坡口，和/或加工主管道位于蒸汽发生器（1）及主泵（2）一端坡口；
步骤三、安装主管道（4）临时支撑；完成主管道（4）与压力容器（3）、蒸汽发生器（1）及主泵（2）的组对和焊接；
所述步骤一与步骤二的施工顺序可以互换。
所述步骤三，其具体工序可为，
工序1：完成主管道（4）与压力容器（3）间的焊口（341）、（342）的组对焊接；
工序2：利用激光测量或精确测量技术和3D建模技术对主管道（4）、蒸汽发生器和主泵管口进行3D建模，确定主管道（4）位于蒸发器一侧的管口尺寸，进行坡口加工；
工序3：在蒸汽发生器（1）安装就位的条件下，完成主管道热段（42）与蒸汽发生器（1）间焊口（142），主管道冷段（41）与主泵（2）间焊口（241）的组对焊接，从而完成主管道安装。
所述步骤三，其具体工序也可为，
工序1：完成主管道(4)与蒸汽发生器（1）和主泵（2）间的焊口（142）、（241）的组对焊接；
工序2：利用激光测量或精确测量技术和3D建模技术对主管道（4）、压力容器（3）、管口进行建模，确定主管道（4）位于压力容器一侧的管口尺寸，进行坡口加工；
工序3：在压力容器（3）已安装就位的条件下，完成主管道（4）与压力容器（3）间焊口（341）、(342）的组对焊接，从而完成主管道安装。
所述步骤三，在压力容器（3）和蒸汽发生器（1）均已安装就位的条件下每段主管道（4）先组装焊接弯曲部分，再组装焊接直段部分，其具体工序也可为，
工序1：完成主管道（4）冷段弯曲部分（412）与压力容器（3）间的焊口（341）的组对焊接；完成主管道（4）热段弯曲部分（422）与蒸汽发生器（1）间的焊口（142）、的组对焊接；
工序2：利用激光测量或精确测量技术和3D建模技术对主管道（4）、压力容器(3)、主泵（2）焊口进行建模，主管道（4）热段，从位于蒸汽发生器（1）一端焊口（142）向压力容器（3）一端安装，完成加工、组对；主管道冷段从位于压力容器（3）一端焊口（341）向位于主泵一端安装，完成加工、组对；
工序3：再完成主管道热段直段部分（421）与压力容器（3）间焊口（342）和主管道冷段直段部分（411）与主泵（2）间的焊口（241）的组对焊接，从而完成主管道安装。
所述步骤三，在压力容器（3）和蒸汽发生器（1）均已安装就位的条件下每段主管道（4）先组装焊接直段部分，再组装焊接弯曲部分，其具体工序也可为，
工序1：完成主管道（4）冷段直段部分（411）与主泵（2）间的焊口（241）的组对焊接；完成主管道（4）热段直段部分（421）与压力容器（3）间的焊口（342）的组对焊接；
工序2：利用激光测量或精确测量技术和3D建模技术对主管道（4）、压力容器(3)、主泵（2）焊口进行建模，主管道（4）热段，从位于压力容器（3）一端焊口（342）向蒸汽发生器（1）一端安装，完成加工、组对；主管道冷段从位于主泵一端焊口（241）向位于压力容器（3）一端安装，完成加工、组对；
工序3：再完成主管道热段弯曲部分（422）与蒸汽发生器（1）间焊口（142）和主管道冷段弯曲部分（412）与压力容器（3）间的焊口（341）的组对焊接，从而完成主管道安装。
所述步骤三，在压力容器（3）和蒸汽发生器（1）均已安装就位的条件下，主管道冷、热段（41、42）同时组对焊接，其具体工序也可为，
工序1：利用激光测量或精确测量技术和3D建模技术对蒸汽发生器（1）、主泵（2）、压力容器(3) 、主管道（4）管口进行测量建模，确定主管道（4）冷段（41）热段（42）加工尺寸进行坡口加工；
工序2：调整蒸汽发生器（1）和主管道（4）位置，使六个焊口同时或先后组对焊接，完成安装。
所述主管道（4）的测量，优先采用激光精确测量技术和3D建模技术对主管道（4）和主设备管嘴进行测量并3D建模，并根据模型计算结果加工和安装主管道（4）。
所述主管道（4）的加工，优先采用现场数控加工技术。
所述主管道（4）的焊接，优先采用窄间隙自动焊接技术。
本发明的优点是：取消了过渡段，使主管道结构简化，减少了弯头，环路中蒸汽发生器和主泵直接连接，减少了焊缝数量，节省了材料，优化了流程，提高了工效；本发明首次在核岛主管道安装中，采用激光测量或精确测量技术和3D建模技术，对主设备及其安全端管口进行3D建模、管口尺寸数据拟合，在现场确定主管道应该加工的长度和坡口形状，克服不采用过渡段的方式调节安装偏差带来的误差和焊接应力难题。
附图说明
图1：为压水堆核电站的冷却剂系统示意图，由两个环路构成。
图2：是压水堆核电站的冷却剂系统俯视图及焊口编号布置图。
图3：为以两环路为例的主管道直段和弯曲部分示意图。
附图中，图1是压水堆核电站冷却剂系统：中间是压力容器3，两侧是蒸汽发生器1和与其连接的主泵2，两者通过主管道4连接。主管道分为主管道冷段41和主管道热段42；蒸汽发生器1下封头两侧管嘴处设有主泵2；所述蒸汽发生器1、主泵2和压力容器3通过主管道构成一个封闭式的循环环路。
主管道4与压力容器3连接一端简称为RV端；主管道4与蒸汽发生器1、主泵2连接一端简称为SG端。主管道热段42与压力容器3通过焊口342连接，主管道热段42与蒸汽发生器1通过焊口142连接，主管道冷段41与压力容器3通过焊口341连接，主管道冷段41与主泵2通过焊口241连接。主管道冷段41包含直段部分411和弯曲部分412，弯曲部分靠近压力容器3一侧。主管道热段42包含直段部分421和弯曲部分422，弯曲部分靠近蒸汽发生器1一侧。
具体实施例
本发明以AP1000型先进压水堆核电站两环路冷却剂系统为例，但不限于AP1000型压水堆核电站，且不限于两个环路。
世界首个AP1000型压水堆于2009年1月在浙江三门正式开工建设，每个机组包含两个环路，每个环路共有6道安装焊口，其中两个冷段共4道焊口、一个热段2道焊口，无过渡段。主管道材质为316LN超低碳不锈钢，其中热段规格为直径37.5″×壁厚3.25″，冷段规格为直径27″×壁厚2.56″。根据其设计单位提供的三级进度计划，蒸汽发生器与反应堆压力容器到供货时间较长，主设备安装节点属于建造工期的关键节点，采用的安装工序为在蒸汽发生器到货之前，先利用临时支撑借助于激光跟踪测量及3D建模技术、现场数控坡口加工技术，将主管道热段和冷段与压力容器进行组对焊接，然后在蒸汽发生器到货之后，再同时完成主管道与蒸汽发生器、主泵的组装焊接。
为缩短压水堆核电站的安装时间，根据蒸汽发生器1和压力容器3安装顺序的不同，有下列不同的三种安装方法：1）从主管道4的压力容器3端开始，向蒸汽发生器1端安装的方法；2）从主管道4的蒸汽发生器1端开始，向压力容器3端安装的方法；3）从主管道4的冷弯段（412）和热弯段（422）开始，再安装冷直端（411）和热直端（421）的方法；
以下结合附图对本发明进行详细描述。                                                               
实施例1：
本实施例首先从主管道4的压力容器3端开始，向蒸汽发生器1端安装，适用于蒸汽发生器1未到货、压力容器3已经到货的情况；其安装方法详述如下：
1）安装先决条件检查。
2）压力容器3安装就位，如果蒸汽发生器1未到货，暂不安装蒸汽发生器和主泵。
3）采用激光跟踪测量压力容器3，获得管嘴数据，并依照数据进行3D建模；如果蒸汽发生器1未到货，可直接参考供货商提供的测量数据，或到供货商处对蒸汽发生器1、主泵2的数据进行激光跟踪测量，并进行3D建模。
4）激光跟踪测量主管道冷、热段，获得数据，并依照数据进行3D建模及数据拟合。
5）采用现场数控跟踪坡口机械加工技术，加工压力容器3端主管道4的坡口。对坡口特征进行激光跟踪测量，获得数据。
6）安装主管道4的临时支撑。
7）主管道4整体吊运移入，调整位置，使得主管道4与压力容器3的位移偏差在焊接允许范围内。
8）完成RV端主管道冷、热段压力容器3管嘴的组对安装。
9）完成RV端焊口342和焊口341的焊接。
焊接时，先清洁并检查坡口，使其达到焊接条件；采用点固焊或內胀支撑进行临时固定；采用测量技术监测并调整焊接过程中的SG端主管道4端部由于焊接引起的变形情况，使SG端的管嘴方位可以加工控制在允许尺寸范围内。
进行正式焊接：将焊口341、342焊至15mm厚度、50%厚度、100%厚度，进行无损检查。当检查或修补合格后，再进行焊口表面打磨、抛光、焊口标识并报告。
10) 用现场数控跟踪坡口机械加工技术加工SG端主管道坡口。
11）当蒸汽发生器1到货后，进行先决条件检查，检查合格后，将蒸汽发生器1、主泵2安装就位，继而完成其管嘴与SG端主管道4的冷热段组对。
 12) 清理并检查SG端主管道热段42、冷段41坡口，使其达到焊接条件。完成SG端主管道热段42与蒸汽发生器1管嘴间焊口142的组对焊接；同时完成SG端主管道冷段41与主泵2管嘴间两个焊口241的组对焊接，这是本发明最重要的技术难点之一，解决方法是采用了激光跟踪测量技术、3D建模及数据拟合技术、现场数控跟踪坡口机械加工技术来保证其准确性。
焊接时，先进行SG端主管道冷段41与主泵2管嘴、热段42与蒸汽发生器1管嘴焊口组对，然后采用点固焊进行临时固定。
进行正式焊接：将焊口241、142焊至15mm厚度、50%厚度、100%厚度，进行无损检查。当检查或修补合格后，再进行焊口表面打磨、抛光、焊口标识并报告。
13）完成核电站冷却剂系统主管道安装。利用激光跟踪测量和无损检测技术，进行主管道安装后的全局检测，最终符合性检查。
进一步，上述RV端主管道冷段41与压力容器3间的焊口341可以和主管道热段42与压力容器间的焊口342同时组对焊接； 
上述SG端主管道冷段41与主泵2间的焊口241可以和主管道热段42与蒸汽发生器1间的焊口142同时组对焊接；
此外，上述组对焊接操作可以在两个（或多个）环路中同时进行。
实施例2：
本实施例首先从主管道4的蒸汽发生器1端开始，向压力容器3端安装，适用于蒸汽发生器1、主泵2已到货、压力容器3未到货，其安装方法详述如下：
1）安装先决条件检查。
2）蒸汽发生器1、主泵2安装就位，如果压力容器3未到货，暂不安装。
3）采用激光跟踪测量蒸汽发生器1、主泵2管嘴，如果压力容器3未到货，可直接参考供货商提供的数据；或到供货商处进行压力容器3管嘴数据的激光跟踪测量，并依照数据进行3D建模。
4）激光跟踪测量主管道冷、热段，获得数据，并依照数据进行3D建模及数据拟合。
5）采用现场数控跟踪坡口机械加工技术，蒸汽发生器1端主管道4的坡口。对坡口特征进行激光跟踪测量，获得数据。
6）安装主管道4的临时支撑。
7）主管道4整体吊运移入，调整位置，使得主管道4与蒸汽发生器1、主泵2管嘴的位移偏差在焊接允许范围内。
8)完成SG端主管道4冷、热段与蒸汽发生器1、主泵2管嘴的组对。
9）完成SG端142焊口和241焊口焊接。
焊接时，先清洁并检查坡口，使其达到焊接条件；采用点固焊或內胀支撑进行临时固定；采用测量技术监测并调整焊接过程中的SG端主管道4端部由于焊接引起的变形情况，使SG端的管嘴方位可以加工控制在允许尺寸范围内。
进行正式焊接：将焊口241、142焊至15mm厚度、50%厚度、100%厚度，进行无损检查。当检查或修补合格后，再进行焊口表面打磨、抛光、焊口标识并报告。
10) 用现场数控跟踪坡口机械加工技术加工RV端主管道坡口。
11）当压力容器3到货后，进行先决条件检查，检查合格后，将压力容器3安装就位，继而完成其管嘴与RV端主管道4的冷热段组对；
12) 清理并检查RV端主管道热段42、冷段41坡口，使其达到焊接条件。完成RV端主管道热段42与压力容器3管嘴间焊口342的组对焊接；同时完成RV端主管道冷段41与主泵2管嘴间两个焊口341的组对焊接，这是本发明最重要的技术难点之一，解决方法是采用了激光跟踪测量技术、3D建模及数据拟合技术、现场数控跟踪坡口机械加工技术来保证其准确性。
焊接时，先进行RV端主管道冷段41、热段42与压力容器3管嘴焊口组对，然后进行临时固定。
进行正式焊接：将焊口341、342焊至15mm厚度、50%厚度、100%厚度，进行无损检查。当检查或修补合格后，再进行焊口表面打磨、抛光、焊口标识并报告。
13）完成核电站冷却剂系统主管道安装。利用激光跟踪测量和无损检测技术，进行主管道安装后的全局检测，最终符合性检查。
进一步，上述RV端主管道冷段41与压力容器3间的焊口341可以和主管道热段42与压力容器间的焊口342同时组对焊接； 
上述SG端主管道冷段41与主泵2间的焊口241可以和主管道热段42与蒸汽发生器1间的焊口142同时组对焊接；
此外，上述组对焊接操作可以在两个（或多个）环路中同时进行。
实施例3：
本实施例首先组对焊接主管道4的弯曲部分，然后组对焊接直段部分，适用于当蒸汽发生器1和压力容器3均已到货的情况。或在制造厂家测得安全端管口及坡口3D数据，便于节约现场工期。其安装方法详述如下：
1）先决条件检查。
2）激光跟踪测量蒸汽发生器1、主泵2、压力容器3管嘴获得数据，并依照数据进行3D建模。
3）激光跟踪测量主管道4冷、热段，获得数据，并依照数据进行3D建模，并对需要加工的主管道坡口特征进行激光测量获得数据确认，并进行3D建模、坡口组对拟合。。
4）用现场数控跟踪坡口机械加工技术加工主管道SG、RV端坡口。
5）安装主管道4临时支撑。
6）主管道4吊运移入临时支撑。
7）蒸汽发生器1、主泵2、压力容器3安装就位，调整主管道4和蒸汽发生器1位置，使得RV端主管道冷段41的弯曲部分412与压力容器3， 和SG端主管道热段42的弯段422与蒸汽发生器1管嘴的安装偏差在焊接允许范围内。
8）完成RV端主管道冷段弯曲部分412与压力容器3管嘴的组对安装；完成SG端主管道热段弯曲部分422与蒸汽发生器1管嘴的组对安装。
9）完成焊口341和焊口142的焊接。焊接时，先清理并检查RV端主管道冷段弯曲部分412和SG端热段弯曲部分422的坡口，使其达到焊接条件；采用点固焊进行临时固定，与此同时，监测焊接中该段主管道的另一端焊接变形情况，并及时予以调整焊接工序，使得该段主管道未进行组对焊接的一端，在与其需要完成组对焊接的设备管嘴方位，在尺寸要求允许的范围内。
进行正式焊接：将焊口341、142焊至15mm厚度、50%厚度、100%厚度，进行无损检查。当检查或修补合格后，再进行焊口表面打磨、抛光、焊口标识并报告。
10）跟踪测量主管道冷直段411、热直段421数据，控制焊接变形趋势、调整焊接顺序、调整蒸汽发生器位置使得主管道冷直段411、热直段421达到与设备的组对要求。将主泵2与SG端主管道冷直段411组对就位；压力容器3与RV端主管道热直段421组对。
11) 清理并检查主管道冷直段411坡口和热直段421坡口，使其达到焊接条件。完成SG端主管道冷直段411与主泵2间焊口241的组对焊接；完成RV端主管道热直段421与压力容器3间焊口342的组对焊接。
焊接时，先进行SG端主管道冷直段411与主泵2、RV端热直段421与压力容器3的焊口组对，然后采用点固焊进行临时固定。
进行正式焊接：将焊口241、342焊至15mm厚度、50%厚度、100%厚度，进行无损检查。当检查或修补合格后，再进行焊口表面打磨、抛光、焊口标识并报告。
12）完成压水堆核电站冷却剂系统主管道安装。利用测量和无损检测技术进行主管道安装后全部检测，最终进行符合性检查。
进一步，上述RV端主管道冷段弯曲部分412与压力容器3间的焊口341可以和SG端主管道热段弯曲部分422与蒸汽发生器1间的焊口142同时组对焊接；
上述SG端主管道冷直段411与主泵间的焊口241可以和RV端主管道热直段421与压力容器3间的焊口342同时组对焊接；
此外，上述组对焊接操作可以在两个环路或多个环路中同时进行。
实施例4：
本实施例首先组对焊接主管道4的直段部分，然后组对焊接弯曲部分，适用于当蒸汽发生器1和压力容器3均已到货的情况。或在制造厂家测得安全端管口及坡口3D数据，便于节约现场工期。其安装方法详述如下：
1）先决条件检查。
2）激光跟踪测量蒸汽发生器1、主泵2、压力容器3管嘴获得数据，并依照数据进行3D建模。
3）激光跟踪测量主管道4冷、热段，获得数据，并依照数据进行3D建模，并对需要加工的主管道坡口特征进行激光测量获得数据确认，并进行3D建模、坡口组对拟合。
4）用现场数控跟踪坡口机械加工技术加工主管道SG、RV端坡口。
5）安装主管道4临时支撑。
6）主管道4吊运移入。
7）蒸汽发生器1、主泵2、压力容器3安装就位，调整主管道4和蒸汽发生器1位置，使得RV端主管道冷段41的直段部分411与主泵2，和SG端主管道热段42的直段部分421与压力容器3管嘴的安装偏差在焊接允许范围内。
8）完成RV端主管道热段直段部分421与压力容器3管嘴的组对安装；完成SG端主管道冷段直段部分411与主泵2管嘴的组对安装。
9）完成焊口342和焊口241的焊接。焊接时，先清理并检查RV端主管道热段直段部分421和SG端冷段直段部分411的坡口，使其达到焊接条件；采用点固焊进行临时固定，与此同时，监测焊接中该段主管道的另一端焊接变形情况，并及时予以调整焊接工序，使得该段主管道未进行组对焊接的一端，在与其需要完成组对焊接的设备管嘴方位，在尺寸要求允许的范围内。
进行正式焊接：将焊口241、342焊至15mm厚度、50%厚度、100%厚度，进行无损检查。当检查或修补合格后，再进行焊口表面打磨、抛光、焊口标识并报告。
10）跟踪测量主管道冷段弯曲部分412、热段弯曲部分422数据，控制焊接变形趋势、调整焊接顺序、调整蒸汽发生器位置使得主管道冷段弯曲部分412、热段弯曲部分422达到与设备的组对要求。将蒸汽发生器1与SG端主管道热段弯曲部分422组对就位；压力容器3与RV端主管道冷段弯曲部分412组对。
11) 清理并检查主管道冷段弯曲部分412坡口和热段弯曲部分422坡口，使其达到焊接条件。完成SG端主管道热段弯曲部分422与蒸汽发生器1间焊口142的组对焊接；完成RV端主管道冷段弯段412与压力容器3间焊口341的组对焊接。
焊接时，先进行SG端主管道热段弯曲部分422与蒸汽发生器1、RV端冷段弯曲部分412与压力容器3的焊口组对，然后采用点固焊进行临时固定。
进行正式焊接：将焊口341、142焊至15mm厚度、50%厚度、100%厚度，进行无损检查。当检查或修补合格后，再进行焊口表面打磨、抛光、焊口标识并报告。
12）完成压水堆核电站冷却剂系统主管道安装。利用测量和无损检测技术进行主管道安装后全部检测，最终进行符合性检查。
进一步，上述RV端主管道热段直段部分421与压力容器3间的焊口342可以和SG端主管道冷段直段部分411与主泵2间的焊口241同时组对焊接；
上述RV端主管道冷段弯曲部分412与压力容器3间的焊口341可以和SG端主管道热段弯曲部分422与蒸汽发生器1间的焊口142同时组对焊接；
此外，上述组对焊接操作可以在两个环路或多个环路中同时进行。
实施例5
本实施例适用于当蒸汽发生器1、主泵2和压力容器3均已到货的情况下，主管道冷热段的RV端和SG端同时组对焊接。
利用激光测量或精确测量技术和3D建模技术对蒸汽发生器（1）、主泵（2）、压力容器(3) 、主管道（4）管口进行测量建模，确定主管道（4）冷段（41）热段（42）加工尺寸进行坡口加工；调整蒸汽发生器（1）和主管道（4）位置，使六个焊口同时或先后组对焊接，完成安装。

Claims (2)

1.一种压水堆核电站冷却剂系统主管道安装方法，蒸汽发生器与主泵直接连接，蒸汽发生器（1）、主泵（2）、压力容器（3）通过主管道（4）进行对接焊连接，所述主管道（4）由冷段（41）和热段（42）组成，其特征在于：安装过程中，采用激光跟踪测量技术，压水堆核电站冷却剂系统中的任一环路主管道的安装，包括以下步骤：
步骤一： 压力容器（3）安装就位和/或蒸汽发生器（1）及主泵（2）安装就位；
步骤二： 利用激光测量或其它精确测量技术和3D建模技术，测量主管道（4）、压力容器（3）和/或蒸汽发生器（1）及主泵（2）管口方位及尺寸，并对坡口特征进行测量；根据测量数据加工主管道（4）位于压力容器（3）一端坡口，和/或加工主管道（4）位于蒸汽发生器（1）及主泵（2）一端坡口；
步骤三： 安装主管道（4）临时支撑；完成主管道（4）与压力容器（3）、蒸汽发生器（1）及主泵（2）的组对和焊接。
2.如权利要求1所述的压水堆核电站冷却剂系统主管道安装方法，其特征在于：步骤一与步骤二的施工顺序可以互换。
3.      如权利要求1所述的压水堆核电站冷却剂系统主管道安装方法，其特征在于：所述步骤三，其具体工序可为：
工序1：完成主管道（4）与压力容器（3）间的焊口（341、342）的组对焊接；
工序2：利用激光测量或其它精确测量技术和3D建模技术对主管道（4）、蒸汽发生器（1）和主泵（2）管口进行3D建模，确定主管道（4）位于蒸汽发生器（1）一侧的管口尺寸，进行坡口加工；
工序3：在蒸汽发生器（1）安装就位的条件下，完成主管道热段（42）与蒸汽发生器（1）间焊口（142），主管道冷段（41）与主泵（2）间焊口（241）的组对焊接，从而完成主管道安装。
4． 如权利要求1所述的压水堆核电站冷却剂系统主管道安装方法，其特征在于：所述步骤三，其具体工序可为：
工序1：完成主管道（4）与蒸汽发生器（1）和主泵（2）间的焊口（142、241）的组对焊接；
工序2：利用激光测量或其它精确测量技术和3D建模技术对主管道（4）、压力容器（3）管口进行建模，确定主管道（4）位于压力容器（3）一侧的管口尺寸，进行坡口加工；
工序3： 在压力容器（3）已安装就位的条件下，完成主管道（4）与压力容器（3）间焊口（341、342）的组对焊接，从而完成主管道安装。
5. 如权利要求1所述的压水堆核电站冷却剂系统主管道安装方法，其特征在于：所述步骤三，在压力容器（3）和蒸汽发生器（1）均已安装就位的条件下，每段主管道（4）先组装焊接弯曲部分，再组装焊接直段部分，其具体工序也可为：
工序1：完成主管道（4）冷段弯曲部分（412）与压力容器（3）间的焊口（341）的组对焊接；完成主管道（4）热段弯曲部分（422）与蒸汽发生器（1）间的焊口（142）的组对焊接；
工序2：利用激光测量或其它精确测量技术和3D建模技术对主管道（4）、压力容器（3）、主泵（2）焊口进行建模，主管道（4）热段，从位于蒸汽发生器（1）一端焊口（142）向压力容器（3）一端安装，完成加工、组对；主管道冷段从位于压力容器（3）一端焊口（341）向位于主泵一端安装，完成加工、组对；
工序3：再完成主管道热段直段部分（421）与压力容器（3）间焊口（342）和主管道冷段直段部分（411）与主泵（2）间的焊口（241）的组对焊接，从而完成主管道安装。
6. 如权利要求1所述的压水堆核电站冷却剂系统主管道安装方法，其特征在于：  所述步骤三，在压力容器（3）和蒸汽发生器（1）均已安装就位的条件下，每段主管道（4）先组装焊接直段部分，再组装焊接弯曲部分，其具体工序也可为：
 工序1：完成主管道（4）冷段直段部分（411）与主泵（2）间的焊口（241）的组对焊接；完成主管道（4）热段直段部分（421）与压力容器（3）间的焊口（342）的组对焊接；
 工序2：利用激光测量或其它精确测量技术和3D建模技术对主管道（4）、压力容器（3）、主泵（2）焊口进行建模，主管道（4）热段，从位于压力容器（3）一端焊口（342）向蒸汽发生器（1）一端安装，完成加工、组对；主管道冷段从位于主泵（2）一端焊口（241）向位于压力容器（3）一端安装，完成加工、组对；
 工序3：再完成主管道热段弯曲部分（422）与蒸汽发生器（1）间焊口（142）和主管道冷段弯曲部分（412）与压力容器（3）间的焊口（341）的组对焊接，从而完成主管道安装。
7. 如权利要求1所述的压水堆核电站冷却剂系统主管道安装方法，其特征在于： 所述步骤三，在压力容器（3）和蒸汽发生器（1）均已安装就位的条件下，主管道冷、热段（41、42）同时组对焊接，其具体工序也可为：
工序1： 利用激光测量或其它精确测量技术和3D建模技术对蒸汽发生器（1）、主泵（2）、压力容器（3）、主管道（4）管口进行测量建模，确定主管道（4）冷段（41）热段（42）加工尺寸进行坡口加工；
 工序2：调整蒸汽发生器（1）和主管道（4）位置，使六个焊口同时或先后组对焊接，完成安装。
8. 如权利要求1或3或4或5或6或7所述的压水堆核电站冷却剂系统主管道安装方法，其特征在于：所述主管道（4）的测量，优先采用激光测量技术和3D建模技术对主管道（4）和主设备管嘴进行测量并3D建模，并根据模型计算结果加工和安装主管道（4）。
9. 如权利要求1或3或4或5或6或7所述的压水堆核电站冷却剂系统主管道安装方法，，其特征在于：所述主管道（4）的加工，优先采用现场数控加工技术。
10. 如权利要求1或3或4或5或6或7所述的压水堆核电站冷却剂系统主管道安装方法，其特征在于：所述主管道（4）的焊接，优先采用窄间隙自动焊接技术。
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Families Citing this family (42)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9423407B2 (en) * 2011-09-30 2016-08-23 Westinghouse Electric Company Llc Automated analysis coverage verification (AACV)
US9969025B2 (en) 2011-11-18 2018-05-15 Lincoln Global, Inc. System for mounting a tractor unit on a guide track
CN104464848B (zh) * 2012-01-06 2017-01-11 中国核工业二三建设有限公司 安装核电站核岛内蒸汽发生器的方法
CN102637463B (zh) * 2012-04-11 2016-02-24 中国核工业二三建设有限公司 安装核电站核岛内主回路系统的方法
CN103801920B (zh) * 2012-11-13 2016-03-02 中国广核集团有限公司 核电站机组一回路压力边界管道的更换方法
CN103862187A (zh) * 2012-12-13 2014-06-18 中国核动力研究设计院 一种主管道窄间隙自动焊的焊接坡口结构
US9527153B2 (en) 2013-03-14 2016-12-27 Lincoln Global, Inc. Camera and wire feed solution for orbital welder system
US9770775B2 (en) 2013-11-11 2017-09-26 Lincoln Global, Inc. Orbital welding torch systems and methods with lead/lag angle stop
US9517524B2 (en) 2013-11-12 2016-12-13 Lincoln Global, Inc. Welding wire spool support
US9731385B2 (en) 2013-11-12 2017-08-15 Lincoln Global, Inc. Orbital welder with wire height adjustment assembly
CN103839599A (zh) * 2013-12-15 2014-06-04 中广核工程有限公司 核电站压力容器竣工尺寸测量方法
CN103692195A (zh) * 2013-12-20 2014-04-02 中国五冶集团有限公司 一种管道安装方法
CN103769723B (zh) * 2013-12-31 2015-09-30 中国能源建设集团浙江火电建设有限公司 一种核岛一回路主管道安装方法
CN104992738A (zh) * 2014-07-29 2015-10-21 台山核电合营有限公司 一种基于三维高精度测量的核岛主设备安装工艺
KR101626252B1 (ko) 2015-03-10 2016-05-31 문인득 원자로 냉각재 배관 시공방법
WO2017028201A1 (zh) * 2015-08-18 2017-02-23 中广核工程有限公司 核电站反应堆冷却剂系统主回路的布置结构
CN105957566A (zh) * 2016-07-05 2016-09-21 上海核工程研究设计院 一种反应堆回路主设备
CN105976877A (zh) * 2016-07-05 2016-09-28 上海核工程研究设计院 一种双环路核能系统
CN106098109A (zh) * 2016-07-05 2016-11-09 上海核工程研究设计院 一种核反应堆系统
CN105913889A (zh) * 2016-07-05 2016-08-31 上海核工程研究设计院 一种三环路核能系统
CN105931677A (zh) * 2016-07-05 2016-09-07 上海核工程研究设计院 一种核反应堆系统
CN106098118A (zh) * 2016-08-11 2016-11-09 上海核工程研究设计院 一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置
CN106098117A (zh) * 2016-08-11 2016-11-09 上海核工程研究设计院 一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置
CN106098116A (zh) * 2016-08-11 2016-11-09 上海核工程研究设计院 一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置
CN106098119A (zh) * 2016-08-11 2016-11-09 上海核工程研究设计院 一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置
CN106098120A (zh) * 2016-08-11 2016-11-09 上海核工程研究设计院 一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置
CN106098114A (zh) * 2016-08-11 2016-11-09 上海核工程研究设计院 一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置
CN106098115A (zh) * 2016-08-11 2016-11-09 上海核工程研究设计院 一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置
CN106340328B (zh) * 2016-09-09 2022-05-20 中国核工业二三建设有限公司 核电站压力容器筒体和蒸汽发生器的找正、调平方法
CN106709995B (zh) * 2016-12-23 2020-06-05 广东核电合营有限公司 核电厂闭合管线三维测量与建模方法
CN107339932B (zh) * 2016-12-23 2020-11-03 广东核电合营有限公司 连接管整体更换方法
CN106964976B (zh) * 2017-05-03 2018-11-09 中国核工业第五建设有限公司 Ap1000核电站的主泵测量安装方法
CN107170494A (zh) * 2017-05-31 2017-09-15 中国核工业第五建设有限公司 Ap1000核电站中主管道的坡口测量加工方法
CN107221366B (zh) * 2017-05-31 2019-03-01 中国核工业第五建设有限公司 Ap1000核电站中主回路系统的测量安装方法
KR102234054B1 (ko) * 2017-09-06 2021-03-30 가부시키가이샤 티엘브이 리스크 평가 장치, 리스크 평가 시스템, 리스크 평가 방법, 리스크 평가 프로그램 및 데이터 구조
CN111220041A (zh) * 2019-12-11 2020-06-02 苏州热工研究院有限公司 一种核电厂一回路系统安装过程姿态监测系统及方法
CN111105884B (zh) * 2020-01-20 2021-07-16 三门核电有限公司 一种大型屏蔽主泵在线检修用测量工艺
CN111508626A (zh) * 2020-04-28 2020-08-07 中国核动力研究设计院 一种适用于超大型压水堆的三环路反应堆冷却剂系统
CN112185594A (zh) * 2020-09-30 2021-01-05 中国核动力研究设计院 适用于先进压水堆核电站反应堆的冷却剂环路布置结构
CN112935538B (zh) * 2021-01-25 2023-03-21 广西建工集团第一安装有限公司 一种拼接厚板高效焊接方法
CN114669899A (zh) * 2022-02-25 2022-06-28 中国核工业第五建设有限公司 一种压水堆核电核岛波动管安装工艺及波动管装置
CN116434992B (zh) * 2023-03-13 2024-08-13 中国核工业二三建设有限公司 高温气冷堆核电站三壳组对专用工装及安装方法

Family Cites Families (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3135572A1 (de) * 1981-09-08 1983-03-17 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim "kernreaktor, insbesondere druckwasserreaktor mit einem reaktordruckbehaelter und mehreren kuehlkreisen"
US4601495A (en) * 1982-04-23 1986-07-22 Victaulic Company Of America Pipeline system and method of assembly
US4628581A (en) * 1985-01-25 1986-12-16 Westinghouse Electric Corp. Apparatus and method for preassembling a top nozzle subassembly for a nuclear reactor fuel assembly
US4759897A (en) * 1986-08-29 1988-07-26 Westinghouse Electric Corp. System for determining bow, twist and tilt of a nuclear fuel assembly
FR2609659B1 (fr) * 1987-01-20 1993-09-17 Framatome Sa Procede de soudage semi-automatique commande a distance de deux pieces symetriques de revolution
FR2614462B1 (fr) * 1987-04-27 1989-07-28 Framatome Sa Procede de remplacement integral d'un generateur de vapeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression
US4957693A (en) * 1989-01-03 1990-09-18 Westinghouse Electric Corp. Pressurized water nuclear reactor system with hot leg vortex mitigator
FR2776745B1 (fr) * 1998-03-25 2000-06-16 Framatome Sa Dispositif de protection pour une tuyauterie sous pression placee dans une installation et application
JP3806342B2 (ja) * 2001-11-26 2006-08-09 三菱重工業株式会社 ３次元形状物溶接方法及びその装置
FR2837612B1 (fr) * 2002-03-22 2004-07-16 Framatome Anp Procede et dispositif de remplacement et procede de reparation d'un troncon d'une canalisation du circuit primaire d'un reacteur nucleaire
DE10246781A1 (de) * 2002-10-08 2004-04-22 Stotz-Feinmesstechnik Gmbh Verfahren und Vorrichtung zur dreidimensionalen Vermessung von Objekten
FR2876832B1 (fr) * 2004-10-15 2007-02-02 Framatome Anp Sas Element de tuyauterie en forme de t d'un circuit auxiliaire d'un reacteur nucleaire, piece de raccordement et procede de realisation et de montage de l'element de tuyauterie
CN101839467B (zh) * 2010-05-10 2012-05-16 中国核电工程有限公司 一种压水堆核电站蒸汽发生器、主管道和主回路安装方法

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