反应堆压力容器参数及专用工具
我国主要核反应堆压力容器介绍及结构差异
我国主要核反应堆压力容器介绍及结构差异摘要：自改革开放以来，我国核电事业蓬勃发展，在迈入新世纪的十余年里，我国建设了大量的核电站，目前在役和在建的核电站主要为二代半和三代压水堆核电技术，本文在对压水堆反应堆压力容器进行介绍基础上，对比了不同堆型的反应堆压力容器的结构差异，为后续反应堆压力容器的制造积累了经验。
关键词：核电，反应堆压力容器，华龙一号1、概述随着人类社会的科技进步与发展，人类对能源的需求日益增大。
在人类使用的诸多能源中，电能作为能效利用率高，使用方便的二次能源，得到了广泛的应用。
目前，能够转化为电能的主要一次能源包括：煤炭，石油天然气、水力以及核能；此外，风能、太阳能、潮汐能和地热能等新能源也在逐渐的开发应用之中。
受到现阶段科技水平，制造成本以及地域资源等因素的限制和影响，新能源的应用还有很长的路需要走；而煤炭、石油天然气作为非可再生能源，随着人类的开发应用，会逐渐枯竭；水力能源又极大的受限于地域，发展空间有限。
而核能，作为一种清洁能源，相对于其它能源有十分明显的优势，目前我国已经探明的铀和钍的含量，可持续使用至少1000年，随着核聚变技术的逐步发展与成熟，核能将变为一种取之不尽，用之不竭的可再生能源，成为在未来照亮人类发展之路的普罗米修斯之火。
自上世纪80年代起，我国开始大力发展核电事业，经过30多年的持续发展，我国的核电事业已经由引进消化西方的核电技术转变为研发具有自主知识产权的核电技术。
目前，我国在役和在建的核电站主要为二代半和三代压水堆核电技术，具体堆型包括：CPR1000、CAP1000、CAP1400和华龙一号。
此外对于第四代核电技术，如快中子反应堆、高温气冷堆、熔盐堆和超临界水冷堆等的多种新型堆型，其相应的试验堆也都在开发和试制。
在新时代，我国的核电事业正向着百花齐放的总体布局飞速发展。
本文对压水堆的反应堆压力容器进行介绍，并通过对比CPR1000、CAP1000、CAP1400和华龙一号四种核反应堆压力容器结构差异，为后续三代、四代核反应堆压力容器的制造积累经验。
反应堆压力容器安装
10.2 反应堆压力容器安装10.2.1 概述反应堆压力容器是反应堆冷却剂系统压力边界的重要组成部分，其内部安装有反应堆堆芯、堆内构件以及为控制反应和安全运行所需的控制和测量元件或组件。
反应堆压力容器由压力容器筒体及上顶盖，两个“O”形环和58个螺栓组成，反应堆压力容器是一个低合金钢大型锻件，整个容器内表面堆焊耐腐蚀不锈钢。
反应堆压力容器外形尺寸为6418×5910×10555mm，重量约为256.6t，反应堆压力容器位于反应堆厂房中部堆坑里。
反应堆压力容器通过其进出口管下面的支撑结构座落在反应堆支承环上，支承环座落在堆坑混凝土基础上，支承环是一个环型梁结构，由两个水平的厚法兰和腹板组成，支承环下法兰有M48调整螺栓，用来调整反应堆容器的水平、标高，同轴度用放在堆坑壁与支承环之间的小千斤顶来调整。
10.2.2 技术参数10.2.2.1 基本概况(1) 型式三环路(2) 控制棒驱动机构管座数（顶盖）61堆内测量管座数（下封头）50热电偶管座数（顶盖） 410.2.2.2 设计运行工况设计压力17.23MPa运行压力110.5MPa设计温度343 °C10.2.2.3 试验工况水压试验压力22.9MPa水压试验温度容器材料脆性转变温度+30°C10.2.2.4 反应堆压力容器设备重量、尺寸及材料工况反应堆压力容器筒体总高（含封头及管座）13208 mm筒体法兰到下封头底部高10335 mm压力容器筒体内径Ф3989 mm压力容器接管端距离（最大运输尺寸）6378 mm压力容器的法兰内径Ф4674 mm压力容器筒体壁厚200mm压力容器内壁堆焊层最小厚度5mm法兰连接螺栓110.08t/58套压力容器重量256.6t顶盖重量510.5t材料：反应堆压力容器筒体部分16MND—5容器内堆焊部分Z2CN/8/10螺栓40NCDV—7—0310.2.2.5 支承环重量、尺寸工况最大外径Ф6820mm高度820mm本体重量20.4t总重量28.7t10.2.3 安装关键技术10.2.3.1 反应堆压力容器进厂房水平运输，翻转，竖立，吊装。
压力容器的主要技术参数
压力容器的主要技术参数压力容器是一种特殊的容器，用于在容器内部维持一定的压力，使其能够承受高压或超高压的介质或气体。
因此，在设计和制造压力容器时，需要考虑许多技术参数，以确保安全性和可靠性。
下面是压力容器的主要技术参数。
1. 最大工作压力和温度最大工作压力是指容器能够承受的最大压力，其单位通常为兆帕（MPa）或巴（bar）。
最大工作温度是指在最大工作压力下，容器所能承受的最高温度。
这两个参数在压力容器设计和制造过程中非常重要，必须确保容器在正常操作期间不会超过这些限制。
2. 容器体积和尺寸容器体积和尺寸是压力容器的另一个重要参数。
容器的体积决定了容器能够承载的介质或气体的数量，而容器的尺寸则决定了该容器的安装和使用情况。
另外，容器的大小和排布也对其运输和安装造成影响。
3. 材质在选择压力容器的材质时，需要考虑到介质和操作条件等因素。
这需要进行材料的化学和物理性质分析，以确定最适合的材质。
一般情况下，常用的材质包括碳钢、不锈钢、合金钢、铝合金、镍合金等。
4. 设计压力设计压力是指容器在设计过程中所预定的压力，该压力通常是最大工作压力的一部分。
设计压力必须严格控制，以确保容器不会承受过大的压力而导致安全问题。
5. 壁厚压力容器的壁厚是压力容器设计的关键参数之一。
这个参数要确保容器的结构强度和安全性，同时还要注意将壁厚保持在适当的限度之内，以避免容器的制造和维护造成不必要的成本浪费。
6. 充气和排气口的设计充气和排气口是压力容器的重要组成部分。
充气口应该设计在合适的位置，以避免影响整个容器的结构强度。
排气口应该设计得恰当，以确保在需要从容器中排放气体时，能够保证容器的安全性。
以上是压力容器的主要技术参数。
这些参数是在设计和制造过程中需要注意的，确保压力容器在正常操作期间能够稳定地运行，不对人员及环境造成危险。
压力容器的主要技术参数
压力容器的主要技术参数定义压力容器是指用于承受内、外压力、在其内部存储、输送或加工物质的容器，包括输送管道和其它附件。
技术参数材料压力容器的材料应选择强度高、韧性好、耐腐蚀性能好的金属材料或非金属材料，确保容器可以承受规定的内、外压力。
设计压力设计压力是指容器内部允许承受的压力，其单位通常为兆帕（MPa），制造厂商应按设计压力对容器进行承压试验，以保证容器的承压性能。
壁厚容器的壁厚是指容器的壁厚度，其单位通常为毫米（mm）。
制造厂商应根据各项规定，选择合适的壁厚并保证其足够强度以承受规定的内、外压力。
内部直径容器的内部直径是指容器内部空间的直径距离，其单位通常为毫米（mm），选择合适的内部直径可以满足制作、使用、运输等方面的需要。
设计温度设计温度是指容器内允许承受的最高温度，其单位通常为摄氏度（℃），制造厂商应按设计温度对容器进行耐热性试验，以保证容器的热稳定性。
操作温度操作温度是指在使用时允许容器长时间承受的最高温度，其单位通常为摄氏度（℃），应按照设计温度与操作温度的最大值进行设计。
材料系数材料系数是指从容器材料的实际材料特性出发，按规定计算出来的一系列系数的总称，包括安全系数、弹性模量、热膨胀系数、热导率、导热系数等。
安全附件安全附件是指安装于容器上起到安全保护作用的零部件或安全装置，在使用过程中可以有效保护容器的安全稳定性，包括压力传感器、安全阀、泄压阀、爆破片等。
总结压力容器作为重要的工业设备，其主要技术参数对于制造、使用、运输等方面的要求都十分严格。
制造厂商在制作时需要要求严格，并按照各项要求进行测试或检测，确保容器在使用时具有足够的安全性和稳定性。
压力容器(球罐)组焊材质参数及计量器具选择分析明细表
有怀疑时 化学分析仪器一套
1
1
1
1
计检中心 计检中心
焊条含氢测量
按批号 含氢测量仪
计检中心
测厚度
20%
超声波测厚仪
VTM-117
1
1
计检中心
超声波探伤
20%
坡口直度
±2° 30 ′
20%
球壳 长度方向弦长 ±2.5㎜ 2 板检
验 对角线弦长 ±3㎜
全检 全检
超声波测厚仪 焊缝检验尺 钢卷尺 钢卷尺
USKT
全检 全检
钢卷尺 钢板尺 样板 水准仪 钢板尺、吊线
3.5m ±2.0㎜ 150㎜ ±0.5㎜ 自制 S3 ±3㎜/Km 150㎜ ±0.5㎜
1
1 0.66 压力容器厂
1
1
压力容器厂
1
1
压力容器厂
1
1
压力容器厂
1 (1)
压力容器厂
1 (1)
计检中心
70°×60㎜±1°×1㎜ 1
1 1.66 压力容器厂
5m ±2.5㎜
1
1 0.66 压力容器厂
5m ±2.5㎜
1 (1) 0.80 压力容器厂
球壳 2 板检
验
宽度方向弦长 ±2㎜
两条对角线间 的交叉处距离
≤㎜
曲率
≤3㎜
全检 全检 全检
支柱直线度
3
支柱 检验
支柱垂直度
≤10㎜ ≤15㎜
压力容器(球罐)组焊材质参数及计量器具选择分析明细表
JCT15
序 号
工序 名称
测量参数名称
精度范围 及准确
测量频次
选择计量器具名称
型号规格准确度
压水堆核电站反应堆压力容器金属材料概述
压水堆核电站反应堆压力容器金属材料概述压水堆核电站反应堆压力容器是在高温、高压流体冲刷和腐蚀，以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行的，因此ASME规范第Ⅺ卷要求，反应堆压力容器应采用优质材料、严格制造工艺、完善的试验和检查技术，且在服役期间必须定期进行检查。
1.反应堆压力容器结构和作用功率在1000MW及以上的普通压水堆核电站反应堆压力容器设计压力高达17MPa，设计温度在350℃左右，直径近5m，厚度超过20cm，有的单件铸锭毛重达500多吨，设计寿命至少要求40年。
因为其体积庞大，不可更换，所以压力容器的寿命决定了核电站的服役年限。
压水堆压力容器是由反应堆容器和顶盖组成，前者由下法兰(含接管段)、简体和半球形下封头组焊而成，顶盖由半球形上封头和上法兰焊接组成(或者为一体化顶盖)。
上下法兰面之间用两道自紧式空心金属(高镍耐蚀合金Im718或18—8钢)“0”形环密封。
为了避免容器内表面和密封面腐蚀，在压力容器内壁堆焊有大于5mm厚的不锈钢衬里。
为防止外表面腐蚀，压力容器外表面通常涂漆保护。
2.反应堆压力容器材料的发展史压水堆反应堆压力容器材料一般都是在工程上成熟的材料基础上改进而成的。
美国第一代压水堆核电站反应堆压力容器材料用的是具有优良工艺稳定性、焊接性和强度较好的锅炉钢A212B(法兰锻件为A350LFs)，由于A212B钢淬透性和高温性能较差，第二代改用Mn-Mo 钢A302B (锻材为A336)，该钢中的Mn是强化基体和提高淬透性的元素，它能提高钢的高温性能及降低回火脆性。
随着核电站向大型化发展，压力容器也随之增大和增厚，A302B钢缺口韧性差的不足就逐渐显露出来，为保证厚截面钢的淬透性，使强度与韧性有良好的配合，20世纪60年代中期又对A302B钢添加Ni，改用淬透性和韧性比较好的Mn-M-Ni钢A533B (锻材为A508一Ⅱ钢)。
并以钢包精炼、真空浇铸等先进炼钢技术提高钢的纯净度、减少杂质偏析，同时将热处理由正火+回火处理改为淬火+回火的调质处理，使组织细化，以获得强度、塑性和韧性配合良好的综合性能。
EJ_322_1994反应堆压力容器设计准则
表中：
3
D：重量载荷； P：压力； M：机械载荷； T：温度； M（1）：运行基准地震载荷与该工况的机械载荷的组合； M（2）：安全停堆地震载荷与该工况机械载荷的组合； L：假想事故工况下动态系统载荷。 脚码： d：设计工况； n：正常运行工况； u：异常运行工况； em：紧急运行工况； p：试验工况。 6 结构材料准则 6.1 用于反应堆压力容器的材料通常应为锰-镍-钼系列的细晶粒低合金钢、奥氏体不锈钢、 镍基合金及其制品，并参照 GB/T 15443 执行。 6.2 应按材料预定的用途、运行状态承受的应力、应变、温度、化学腐蚀及中子辐照损伤 等使用条件，以及制造工艺要求选择结构材料。 6.3 对选用的结构材料应根据使用条件及工艺要求对材料特性进行评价。这种评价应由主 管部门组织进行，并以文件形式提供评价或认可的充分依据。若进行焊接，则必须对焊接性 进行评价和验证，并以文件形式对评价或认可提供充分依据。 6.4 采用在原评价中没有考虑的新工艺时，则对这些新工艺与原评价中包含的工艺的等效 性必须予以证实，这种证实应由原主管部门或部门授权或认可的组织或专家提供的补充评价 文件为依据。 6.5 焊接材料和焊接消耗品必须由主管部门组织评价，并以文件形式提供评价或认可的充 分依据。 6.6 用于反应堆容器堆芯段筒体的铁素体低合金钢材料的参考温度（RTNDT）一般应低于-12 ℃，RTNDT 按 GB/T 15443 附录 A 确定。 6.7 对铁素体低合金钢材料的快中子辐照脆化敏感性，当没有足够的快中子辐照脆化效应 的辐照数据时，应按附录 A（补充件）进行预测和限制。 7 结构设计准则 7.1 总则 反应堆压力容器除应满足功能要求外，其结构应满足： a．规定的应力及变形； b．材料、制造和试验合理； c．检验、维护方便。 7.2 连接结构要素 7.2.1 各构件的连接应尽可能设计成在纵向截面上有相同厚度和曲率的同轴旋转壳体连 接。 7.2.2 对构件的不等厚连接应使两构件的旋转轴线重合，或中面无突变或弯折过渡。 7.2.3 不等厚构件的连接应采用适当的斜度或圆角半径过渡，以使两构件变形尽量协调。 7.3 连接焊接 7.3.1 尽可能采用大型构件以减少焊缝。 7.3.2 压力边界承压焊缝应为全焊透焊缝。
核电站原理 第3章 反应堆 压力容器
封
号轴封之间，其作用是： 1）保证主泵轴承的润滑。
组
2）通过三个串联的轴封，保证一回路水不向外泄 漏。
件
3）在RRI系统暂时断水时，保证主泵轴承和轴封的
短时应急冷却。
由RCV系统供给的轴封水压力为15.8Mpa.a ，略高
于一回路压力，流量约1.82m3/h，其中通过轴封约
0.68 m3/h，其余流入一回路
（4）顶盖冷却旁通流量——有2.2％的流量从 导向筒支承板法兰上的小孔流进顶盖进行冷 却。
这一区域的水可通过支承柱向下流回上部堆内 构件构成的水腔室。
上述各项旁通流量总计为冷却剂总流量的6.04 ％，热工设计时取为 6.5％。
旁路流量增大意味着什么?有什么危害? 使流经堆芯流量减少，平均温度增加 自动控制调节 使功率下降。
芯内的支撑与定位。
2. 作为反应堆冷却剂系统的一部分，起着承受一回 路冷却剂与外部压差的压力边界的作用
3. 考虑到中子的外逸，起到对人员的生物防护的作 用
反应堆压力容器按照提供包容反应堆
设
堆芯、上部堆内构件及下部堆内构件所要
计
求的容积设计，考虑到核电厂的寿期为40
考
年，以及运行时冷却剂的循环流动，水对
主 冷却。为防止安全壳内空气升温，在冷却回路出口装 有两台冷却器，由RRI系统冷却。电机设有电加热器，
泵 在泵停运时加热，使线圈保持一定温度，防止凝结水。 为了便于维修主泵和电机，在泵轴与电机轴之间由
电 400mm长的短轴刚性连接。 在电动机定子上有6个测点，监督线圈温升，
机 温度不允许超过120℃。 在冷却器出口装有RRI系统 流量测点，流量低于25m3/h时，给出报警信号。
各种旁通流量及其大致数值为：
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Table 5C.1-5Component Data Reactor Vessel Design (Approximate Values)Design pressure (psig) 2485 (17.13 MPa gauge) Design temperature (°F) 650 (343.3°C)40 (12.2 m) Overall height of vessel and closure head, bottom head outsidediameter to outside top of upper head (ft.)Number of reactor closure head studs 45 Diameter of reactor closure head/studs, (in.) 7 (177.8 mm) Outside diameter of closure head flange (in.) 188 (4.78 m) Inside diameter at shell (in.) 157 (3.99 m) Inlet nozzle inside diameter (in.) 22 (0.56 m) Outlet nozzle inside diameter (in.) 31 (0.79 m)DVI nozzle inside diameter (in.) 6.81 (173mm) Clad thickness, nominal (in.) 0.22 (5.59 mm) Lower head thickness, minimum (in.) 6 (152.4 mm) Vessel beltline thickness, minimum (in.) 8 (203.2 mm)NI Appendix 5C.1 RPV and Internals R1.doc 5 September 20055C.1-31Table 5C.1-6Reactor Vessel Special ToolsItem DescriptionReactor Vessel Closure Head Lifting Jig This is a jig for lifting RV closure head which isincluded in the lifting rig of integrated headpackage.Stud Bolt Tensioners (QC Type) Stud tensioner is a device to elongate the studbolts and for the nut to be rotated by air motor.Stud Bolt Automatic Rotation Device Stud bolt automatic rotation device is a devicefor the stud bolt to be screwed up into the vesselflange and to be unscrewed by air motor.Nut Bolting Tools for Stud Bolt This is a tool for rotating nut for stud bolt.Air Balancers for Stud Bolt Air balancer for stud bolt is a hoisting tool tokeep balance of stud bolt in rotating stud bolt.Twist Return Jigs of Lifting Wire of Stud Bolt Twist Return Jigs of Lifting Wire of Stud Boltis a tool to prevent the wire from twisting inlifting stud bolt.Stud Bolt Wrenches This wrench is emergency tool for a stud boltthreading and loosening when stud tensionercan not work.Elongation Measurement Device of Stud Bolt This device is a tool to measure elongation ofstud bolt during tensioning.Stud Hole Plugs Stud hole plug is a plug for stud hole duringrefueling outage.Handling Tool of Stud Hole Plug Handling tool of stud hole plug is a tool to set aplug into stud hole.Electric Hoists for Stud Bolt Tensioner Electric hoists for stud bolt tensioner is ahoisting tool for handling stud bolt tensioner.NI Appendix 5C.1 RPV and Internals R1.doc 5 September 20055C.1-32Item DescriptionConveyance Rack for Stud, Nut, Washer This is a rack to transport studs, nuts andwashers. After transportation, the rack is usedfor storage.Spanner for Stud Bottom Plug and Top Plug This is a spanner for stud bottom plug and topplug threading work.Eyebolts for Stud Bolt Lifting This is an eyebolt for stud bolt lifting.Stud Bolt Protection Caps This is a cap to protect stud bolt screw inhandling.Stud Bolt Hole Brushing Tool Stud bolt hole brushing tool is a tool by whichthe stud holes are brushed by air motor to cleanout residual lubricant that adheres to the tapscrew.Stud Bolt Cleaning Tool Stud bolt cleaning tool is a tool with which thestud bolts are brushed by air motor to clean outresidual lubricant that adheres to the lowerscrew of stud.Guide Studs Guide stud is a guide to install RV closure head.Irradiation Tube Plug Seat Jack (RXS-Y01) This long handled tool is used to remove theplug in the specimen holder to access thesample.Irradiation Sample Handling Tool (FHS-56) This long-handled tool is used to remove thematerial sample from the holder.Load Cell for Irradiation Sample Handling Tool This load cell is used with the irradiation samplehandling tool to measure the load whenremoving a sample.Go-No-Go Gage for checking female screws on the vessel flange This is a gage for a screw to check the dimension of the screwLifting lug for reactor vessel main body Lifting lug for reactor vessel main body is ahoisting tool between lifting beam and polarcrane.NI Appendix 5C.1 RPV and Internals R1.doc 5 September 20055C.1-33NI Appendix 5C.1 RPV and Internals R1.doc5 September 2005Proprietary & Confidential© 2005 Westinghouse Electric Company LLC5C.1-34Table 5.C1-7Reactor Vessel Internals Preliminary Dimensions and WeightsMax. Dia. / WidthLength / HeightWeightReactor Internals Component / AssemblyInches mm Inches mm lb force kgLower Internals Assembly (complete with CS, VSP and SCS) 154.5 3924 387.0 9830 184,900 83,870 Lower Internals Sub-Assembly (Core Barrel and LSCP) 154.5 3924 334.9 8506 131,800 59,783 Core Shroud (CS) assembly 133.4 3388 188.8 4796 46,250 20,979 Lower Core Support Plate (LCSP) 137.6 3495 16.0 406 44,260 20,076 Secondary Core Support (SCS) Assembly88.0 2235 19.3 490 4476 2030 Vortex Suppression Plate (VSP) and Secondary Core Support 88.0 2235 52.1 1323 6852 3108Upper Internals Assembly (with GT and USC guide funnels) 154.1 3914 231.7 5885 118,685 53,835 Upper Internals Sub-Assembly (w/o GT & USC guide funnels) 154.1 3914 137.5 3493 62,930 28,544 Upper Support Column (each - w/o guide funnels) 9.7 246 103.3 2624 220 100 Upper Support Column Guide Funnels (minimum length)2.7569.971.6181912255NI Appendix 5C.1 RPV and Internals R1.doc5 September 2005Proprietary & Confidential© 2005 Westinghouse Electric Company LLC5C.1-35Max. Dia. / Width Length / Height WeightReactor Internals Component / Assembly Inches mm Inches mm lb force kgUpper Support Column Guide Funnels (maximum length) 2.75 69.9 96.6 2454 164 74 Upper Core Plate Assembly 133.3 3386 3.0 76 7217 3276 Upper Support Plate Assembly154.5 3924 50.8 1290 45,880 20,810 RCCA Guide Tube Assembly (each – with fasteners) 10.0 254 168.4 4277 716 325 RCCA Lower Guide Tube Assembly (each) 10.0 254 97.1 2466 325 148 RCCA Upper Guide Tube Assembly (each)10.025470.91801372169Control Rod Driveline 1.9 48.3 286.9 7287 -- --Overall Reactor Vessel Internals 154.5 3924 447 11,354 303,585 137,705DRAFT Appendix 5C to NI ContractNI Appendix 5C.1 RPV and Internals R1.doc5 September 20055C.1-36Table 5C.1-8 Reactor Vessel Internals Special Tools ItemDescriptionGuide Tube Nit-PickerSimulates control rods and measures drag during insertion and withdrawalInstrumentation ProbeVerifies clear pathway from the top guide funnels to the bottom of the support columnsCore Cavity Peripheral Gap GaugesSimulates the fuel assembly top and bottom nozzles, used to determine gaps for bypass flowMeasurement BlocksMachined steel blocks which are attached to internals surfaces to obtain interface measurementsTemporary Extenders for Lower Internals Storage StandTemporary extenders on the legs of the storage stand to raise the core barrel to allow access underneath for assembly of the structures in the lower reactor vessel plenum (secondary core support, columns, and vortex suppression plate)。