CN110047604A - 核电站控制棒驱动机构更换方法 - Google Patents
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Abstract
本发明涉及一种核电站控制棒驱动机构更换方法,其步骤包括:去除在役控制棒驱动机构与压力容器顶盖管座之间的下部Ω焊缝并形成返修坡口;测量返修坡口的尺寸;将在役控制棒驱动机构脱离于压力容器顶盖管座;根据测量的返修坡口的尺寸提供未带焊缝缺陷的控制棒驱动机构,使未带焊缝缺陷的控制棒驱动机构与压力容器顶盖管座螺纹连接并形成焊接坡口,焊接坡口与返修坡口的尺寸相同;以及对焊接坡口进行焊接并形成新的下部Ω焊缝。本发明能够根据测量的返修坡口尺寸确定未带焊缝缺陷的控制棒驱动机构的装配尺寸,以使未带焊缝缺陷的控制棒驱动机构的装配尺寸满足焊接的需求,提高了设备的装配和焊接精度。
Description
技术领域
本发明涉及核电站施工安装技术领域,特别是涉及一种核电站控制棒驱动机构更换方法。
背景技术
控制棒驱动机构(Control Rod Drive Mechanism,简称CRDM)是一种安装于反应堆压力容器顶盖管座上的竖直方向步进式磁力提升装置。作为执行反应性控制的重要设备,它能按照指令带动控制棒组件在堆芯范围内上下运动、保持在指令高度或断电释棒时使控制棒在重力作用下插入堆芯,从而达到控制反应堆启动、功率调节以及停堆功能。
CRDM中的耐压壳作为与冷却剂接触的一回路压力边界,也是放射性包容的安全屏障,CRDM耐压壳由三段组成,自上而下分别为端塞、棒行程套管和钩爪壳体,端塞与棒行程套管之间、棒行程套管与钩爪壳体之间、以及钩爪壳体与压力容器顶盖的管座之间均由螺纹连接并通过Ω焊缝密封。
由于Ω焊缝为薄壁焊缝,在核电站建造及运营期间,Ω焊缝区域易因焊缝缺陷而发生破损泄露的风险,为此需要及时对产生焊缝缺陷的CRDM进行更换。然而,目前并没有完善的更换方法以更换在役带有焊缝缺陷的CRDM。
发明内容
基于此,有必要针对目前并没有完善的更换方法以更换在役带有焊缝缺陷的CRDM的问题,提供一种核电站控制棒驱动机构更换方法。
一种核电站控制棒驱动机构更换方法,其步骤包括:
去除在役控制棒驱动机构与压力容器顶盖管座之间的下部Ω焊缝并形成返修坡口;
测量所述返修坡口的尺寸;
将所述在役控制棒驱动机构脱离于所述压力容器顶盖管座;
根据测量的所述返修坡口的尺寸提供未带焊缝缺陷的控制棒驱动机构,使所述未带焊缝缺陷的控制棒驱动机构与压力容器顶盖管座螺纹连接并形成焊接坡口,所述焊接坡口与所述返修坡口的尺寸相同;以及
对所述焊接坡口进行焊接并形成新的下部Ω焊缝。
在其中一个实施例中,在所述去除在役控制棒驱动机构与压力容器顶盖管座之间的下部Ω焊缝并形成返修坡口的步骤之前,所述核电站控制棒驱动机构更换方法还包括如下步骤:
对所述在役控制棒驱动机构上的Ω焊缝进行无损检测,当所述在役控制棒驱动机构上的Ω焊缝存在焊缝缺陷时,执行去除在役控制棒驱动机构与压力容器顶盖管座之间的下部Ω焊缝并形成返修坡口的步骤。
在其中一个实施例中,所述在役控制棒驱动机构上的Ω焊缝包括所述在役控制棒驱动机构的下部Ω焊缝。
在其中一个实施例中,所述对所述在役控制棒驱动机构上的Ω焊缝进行无损检测的步骤,具体包括:
提供检测装置和控制器,所述检测装置与所述控制器连接,所述控制器传输执行指令于所述检测装置,以使所述检测装置对所述在役控制棒驱动机构上的Ω焊缝进行无损检测。
在其中一个实施例中,所述去除在役控制棒驱动机构与压力容器顶盖管座之间的下部Ω焊缝并形成返修坡口的步骤,具体包括:
提供切割装置,所述切割装置与所述控制器连接,使所述切割装置的刀头对准所述下部Ω焊缝所在区域,所述控制器传输执行指令于所述切割装置,以使所述切割装置切割所述下部Ω焊缝。
在其中一个实施例中,所述对所述焊接坡口进行焊接并形成新的下部Ω焊缝的步骤,具体包括:
提供焊接装置,所述焊接装置与所述控制器连接,使所述焊接装置的焊枪对准所述焊接坡口所在区域,所述控制器传输执行指令于所述焊接装置,以使所述焊接装置对所述焊接坡口进行焊接。
在其中一个实施例中,在所述对所述焊接坡口进行焊接并形成新的下部Ω焊缝的步骤之后,所述核电站控制棒驱动机构更换方法还包括如下步骤:
所述控制器传输执行指令于所述检测装置,以使所述检测装置对所述新的下部Ω焊缝进行无损检测。
在其中一个实施例中,所述返修坡口的尺寸包括所述下部Ω焊缝唇边端面外径、唇边厚度、以及坡口端面至基准面的距离。
在其中一个实施例中,所述对所述焊接坡口进行焊接,具体为:采用ER308L焊丝拉拔而成的Y型熔化填充环插入所述焊接坡口,再实施自动焊接以使所述Y型熔化填充环熔化。
在其中一个实施例中,在所述对所述焊接坡口进行焊接并形成新的下部Ω焊缝的步骤之前,所述核电站控制棒驱动机构更换方法还包括如下步骤:
清理所述焊接坡口所在区域。
上述核电站控制棒驱动机构更换方法,在去除在役控制棒驱动机构与压力容器顶盖管座之间的下部Ω焊缝后,控制棒驱动机构与压力容器顶盖管座之间形成返修坡口,在焊接未带焊缝缺陷的控制棒驱动机构之前,本发明更换方法对返修坡口尺寸进行了测量,从而能够根据测量的返修坡口尺寸确定未带焊缝缺陷的控制棒驱动机构的装配尺寸,以使未带焊缝缺陷的控制棒驱动机构的装配尺寸满足焊接的需求,提高了设备的装配和焊接精度。
附图说明
图1为本发明一实施例的CRDM耐压壳与压力容器顶盖管座的组合结构示意图;
图2为图1中钩爪壳体与压力容器顶盖管座连接处的Ω焊缝的结构示意图;
图3为图2中压力容器顶盖管座的结构示意图;
图4为图3中A处的放大示意图;
图5为本发明一实施例的CRDM更换方法流程示意图。
具体实施方式
为使本发明的上述目的、特征和优点能够更加明显易懂,下面结合附图对本发明的具体实施方式做详细的说明。在下面的描述中阐述了很多具体细节以便于充分理解本发明。但是本发明能够以很多不同于在此描述的其它方式来实施,本领域技术人员可以在不违背本发明内涵的情况下做类似改进,因此本发明不受下面公开的具体实施的限制。
需要说明的是,当元件被称为“固定于”另一个元件,它可以直接在另一个元件上或者也可以存在居中的元件。当一个元件被认为是“连接”另一个元件,它可以是直接连接到另一个元件或者可能同时存在居中元件。
除非另有定义,本文所使用的所有的技术和科学术语与属于本发明的技术领域的技术人员通常理解的含义相同。本文中在本发明的说明书中所使用的术语只是为了描述具体地实施例的目的,不是旨在于限制本发明。本文所使用的术语“及/或”包括一个或多个相关的所列项目的任意的和所有的组合。
如图1所示,本发明提供了一种核电站控制棒驱动机构(简称CRDM),该CRDM具有耐压壳10,该CRDM耐压壳10包括自上而下顺次连接的端塞100、棒行程套管200以及钩爪壳体300,钩爪壳体300的底部用于安装于压力容器顶盖的管座400上。其中,端塞100与棒行程套管200之间、棒行程套管200与钩爪壳体300之间、以及钩爪壳体300与压力容器顶盖管座400之间均由螺纹连接并通过Ω焊缝密封。因此,CRDM耐压壳10上共形成有上、中、下三处Ω焊缝。
请参考图2,钩爪壳体300包括第一本体310以及设于第一本体310的第一唇边320,压力容器顶盖管座400包括第二本体410以及设于第二本体410的第二唇边420。第一唇边320与第二唇边420通过下部Ω焊缝20连接。
现结合图2至图5说明本发明一实施例CRDM更换方法。该CRDM更换方法可以用于国内CPR1000核电机组CRDM的更换。
步骤S810,对在役CRDM上的Ω焊缝进行无损检测。在一实施例,采用渗透检测的方法检测CRDM上的Ω焊缝是否存在焊缝缺陷,渗透检测是一种以毛细作用原理为基础的检查表面开口缺陷的无损检测方法。其中,所需要进行无损检测的在役CRDM上的Ω焊缝包括下部Ω焊缝20。
在一实施例中,对在役CRDM上的Ω焊缝进行无损检测的步骤,具体包括:
提供检测装置和控制器,检测装置与控制器连接,控制器传输执行指令于检测装置,以使检测装置对在役CRDM上的Ω焊缝进行无损检测,检测装置并将检测结果反馈至控制器。其中,检测装置可以固定于压力容器顶盖管座400上,控制器可以安装于远程操作平台上,控制器可以对检测装置实现远程自动控制,从而保证操作员在距离返修CRDM20m以外进行操作,保障操作人员的作业过程的安全性。
步骤S820,当在役CRDM上的Ω焊缝存在焊缝缺陷时,如图2所示,去除钩爪壳体300与压力容器顶盖管座400之间的下部Ω焊缝20并形成返修坡口。需要说明的是,当在役CRDM使用一定年限时,需要主动进行更换,以保障设备运行的安全性能,此时对在役CRDM上的Ω焊缝进行无损检测的步骤也可以省略。
在一实施例中,去除钩爪壳体300与压力容器顶盖管座400之间的下部Ω焊缝20并形成返修坡口的步骤,具体包括:提供与控制器连接的切割装置,使切割装置的刀头对准下部Ω焊缝20所在区域,控制器传输执行指令于切割装置,以使切割装置切割下部Ω焊缝20。其中,切割装置可以固定于在役CRDM耐压壳10上,控制器可以安装于远程操作平台上,控制器可以对切割装置实现远程自动控制,从而保证操作员在距离返修CRDM20m以外进行操作,保障操作人员的作业过程的安全性。
步骤S830,测量返修坡口的尺寸。如图3和图4所示,返修坡口的尺寸包括下部Ω焊缝唇边的端面外径D(例如第二唇边420的端面外径)、唇边厚度E(例如第二唇边420的厚度)、以及坡口端面至基准面的距离H(例如第二唇边420的外端面至第二本体410远离压力容器顶盖端面的距离)。
步骤S840,将钩爪壳体300脱离于压力容器顶盖管座400。在一实施例中,将钩爪壳体300脱离于压力容器顶盖管座400的步骤,具体包括:提供与控制器连接的分离装置,控制器传输执行指令于分离装置,以使分离装置带动钩爪壳体300与压力容器顶盖管座400分离。需要说明的是,步骤S830与步骤S840没有先后顺序。
步骤S850,根据测量的返修坡口的尺寸提供未带焊缝缺陷的CRDM,使未带焊缝缺陷的CRDM与压力容器顶盖管座400螺纹连接并形成焊接坡口,焊接坡口与返修坡口的尺寸相同。
步骤S860,对焊接坡口进行焊接并形成新的下部Ω焊缝。在一实施例,采用ER308L焊丝拉拔而成的Y型熔化填充环插入所述焊接坡口,再实施自动焊接以使所述Y型熔化填充环熔化。
在一实施例中,对焊接坡口焊接并形成新的下部Ω焊缝的步骤,具体包括:
提供与控制器连接的焊接装置,使焊接装置的焊枪对准焊接坡口所在区域,控制器传输执行指令于焊接装置,以使焊接装置对焊接坡口进行焊接。其中,焊接装置可以固定于CRDM耐压壳10上,焊接装置在控制器的控制下可以沿耐压壳10的周向方向上的预定轨道移动,每次沿周向方向上的预定轨道移动,焊接装置通过一圈沿周向方向上的预定轨道移动,从而形成新的下部Ω焊缝。
步骤S870,控制器传输执行指令于检测装置,以使检测装置对新的下部Ω焊缝进行无损检测。如此,检测人员可以通过检测装置远程判断无损检测结果,以确保未带焊缝缺陷的CRDM与压力容器顶盖管座400的焊接可靠性。可以理解,在其它实施例中,本步骤也可以省略。
另外,需要说明的是,在对焊接坡口进行焊接并形成新的下部Ω焊缝的步骤之前,可以根据实际需要进行堆焊前准备工作。例如,焊接前,清理焊接区域及周围20mm范围内的油污、锈蚀、水及其它有害杂质,以保证焊接质量。
上述核电站CRDM更换方法方法,在去除在役CRDM与压力容器顶盖管座400之间的下部Ω焊缝20后,CRDM与压力容器顶盖管座400之间形成返修坡口,在焊接未带焊缝缺陷的CRDM之前,本发明更换方法对返修坡口尺寸进行了测量,从而能够根据测量的返修坡口尺寸确定未带焊缝缺陷的CRDM的装配尺寸,以使未带焊缝缺陷的CRDM的装配尺寸满足焊接的需求。另外,检测装置、切割装置、分离装置、焊接装置等安装于堆顶作业空间内,控制器可以安装于远程操作平台上,控制器可以通过对以上装置实现远程自动控制,从而保证操作员在距离返修CRDM耐压壳20m以外进行操作,保障操作人员的作业过程的安全性。
以上所述实施例的各技术特征可以进行任意的组合,为使描述简洁,未对上述实施例中的各个技术特征所有可能的组合都进行描述,然而,只要这些技术特征的组合不存在矛盾,都应当认为是本说明书记载的范围。
以上所述实施例仅表达了本发明的几种实施方式,其描述较为具体和详细,但并不能因此而理解为对发明专利范围的限制。应当指出的是,对于本领域的普通技术人员来说,在不脱离本发明构思的前提下,还可以做出若干变形和改进,这些都属于本发明的保护范围。因此,本发明专利的保护范围应以所附权利要求为准。
Claims (10)
1.一种核电站控制棒驱动机构更换方法,其步骤包括:
去除在役控制棒驱动机构与压力容器顶盖管座之间的下部Ω焊缝并形成返修坡口;
测量所述返修坡口的尺寸;
将所述在役控制棒驱动机构脱离于所述压力容器顶盖管座;
根据测量的所述返修坡口的尺寸提供未带焊缝缺陷的控制棒驱动机构,使所述未带焊缝缺陷的控制棒驱动机构与压力容器顶盖管座螺纹连接并形成焊接坡口,所述焊接坡口与所述返修坡口的尺寸相同;以及
对所述焊接坡口进行焊接并形成新的下部Ω焊缝。
2.根据权利要求1所述的核电站控制棒驱动机构更换方法,其特征在于,在所述去除在役控制棒驱动机构与压力容器顶盖管座之间的下部Ω焊缝并形成返修坡口的步骤之前,所述核电站控制棒驱动机构更换方法还包括如下步骤:
对所述在役控制棒驱动机构上的Ω焊缝进行无损检测,当所述在役控制棒驱动机构上的Ω焊缝存在焊缝缺陷时,执行去除在役控制棒驱动机构与压力容器顶盖管座之间的下部Ω焊缝并形成返修坡口的步骤。
3.根据权利要求2所述的核电站控制棒驱动机构更换方法,其特征在于,所述在役控制棒驱动机构上的Ω焊缝包括所述在役控制棒驱动机构的下部Ω焊缝。
4.根据权利要求2所述的核电站控制棒驱动机构更换方法,其特征在于,所述对所述在役控制棒驱动机构上的Ω焊缝进行无损检测的步骤,具体包括:
提供检测装置和控制器,所述检测装置与所述控制器连接,所述控制器传输执行指令于所述检测装置,以使所述检测装置对所述在役控制棒驱动机构上的Ω焊缝进行无损检测。
5.根据权利要求4所述的核电站控制棒驱动机构更换方法,其特征在于,所述去除在役控制棒驱动机构与压力容器顶盖管座之间的下部Ω焊缝并形成返修坡口的步骤,具体包括:
提供切割装置,所述切割装置与所述控制器连接,使所述切割装置的刀头对准所述下部Ω焊缝所在区域,所述控制器传输执行指令于所述切割装置,以使所述切割装置切割所述下部Ω焊缝。
6.根据权利要求4所述的核电站控制棒驱动机构更换方法,其特征在于,所述对所述焊接坡口进行焊接并形成新的下部Ω焊缝的步骤,具体包括:
提供焊接装置,所述焊接装置与所述控制器连接,使所述焊接装置的焊枪对准所述焊接坡口所在区域,所述控制器传输执行指令于所述焊接装置,以使所述焊接装置对所述焊接坡口进行焊接。
7.根据权利要求4所述的核电站控制棒驱动机构更换方法,其特征在于,在所述对所述焊接坡口进行焊接并形成新的下部Ω焊缝的步骤之后,所述核电站控制棒驱动机构更换方法还包括如下步骤:
所述控制器传输执行指令于所述检测装置,以使所述检测装置对所述新的下部Ω焊缝进行无损检测。
8.根据权利要求1所述的核电站控制棒驱动机构更换方法,其特征在于,所述返修坡口的尺寸包括所述下部Ω焊缝唇边端面外径、唇边厚度、以及坡口端面至基准面的距离。
9.根据权利要求1所述的核电站控制棒驱动机构更换方法,其特征在于,所述对所述焊接坡口进行焊接,具体为:
采用ER308L焊丝拉拔而成的Y型熔化填充环插入所述焊接坡口,再实施自动焊接以使所述Y型熔化填充环熔化。
10.根据权利要求1所述的核电站控制棒驱动机构更换方法,其特征在于,在所述对所述焊接坡口进行焊接并形成新的下部Ω焊缝的步骤之前,所述核电站控制棒驱动机构更换方法还包括如下步骤:
清理所述焊接坡口所在区域。
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Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN111462110A (zh) * | 2020-04-20 | 2020-07-28 | 广东利元亨智能装备股份有限公司 | 焊缝质量检测方法、装置、系统及电子设备 |
Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN105081472A (zh) * | 2015-09-02 | 2015-11-25 | 中广核工程有限公司 | 核电站crdm下部ω焊缝坡口加工方法及刀具 |
CN208622445U (zh) * | 2018-07-27 | 2019-03-19 | 岭东核电有限公司 | 核电厂用于修复或更换控制棒驱动机构的模拟台架 |
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Patent Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN105081472A (zh) * | 2015-09-02 | 2015-11-25 | 中广核工程有限公司 | 核电站crdm下部ω焊缝坡口加工方法及刀具 |
CN208622445U (zh) * | 2018-07-27 | 2019-03-19 | 岭东核电有限公司 | 核电厂用于修复或更换控制棒驱动机构的模拟台架 |
Non-Patent Citations (3)
Title |
---|
李云: "控制棒驱动机构密封泄漏应对策略分析", 《中国核电》 * |
邱长军等: "《核电设备焊接技术》", 30 September 2014 * |
隗祖民: "控制棒驱动机构(CRDM)Ω密封环焊接", 《科技创新导报》 * |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN111462110A (zh) * | 2020-04-20 | 2020-07-28 | 广东利元亨智能装备股份有限公司 | 焊缝质量检测方法、装置、系统及电子设备 |
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Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PB01 | Publication | ||
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SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
RJ01 | Rejection of invention patent application after publication | ||
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Application publication date: 20190723 |