某三代核电反应堆堆内构件安装工艺流程优化研究

张宝存

某三代核电反应堆堆内构件安装工艺流程优化研究

张宝存

（上海核工程研究设计院有限公司，上海 200233）

具有世界先进水平的某型三代压水堆核电机组，其反应堆是用来维持可控自持链式核裂变反应、以实现核能利用的装置，而反应堆内部构件是确保反应堆能够正常维持可控核裂变反应的重要核心部件，具有安装工艺流程复杂、技术难度大、安装精度高的特点。堆内构件安装工艺流程优化研究成果作为国家科技重大专项课题的研究成果之一，依据三代压水堆堆内构件的结构特点、基本功能和安装技术要求，对其安装工艺流程进行优化改进，从而实现了安装工艺流程的简化，安装精度和施工效率的提高、施工周期的缩短、施工成本减少的目的，同时为后续三代大型先进压水堆堆内构件安装提供了良好的借鉴。

三代核电；堆内构件；安装工艺

当今核电行业，大型商用先进核电压水堆机组已进入第三代，最具代表性的当属美国西屋公司的AP1000非能动先进压水堆、法国阿海珐公司的EPR欧洲压水堆[1]、中国的HPR1000华龙一号先进压水堆。这三种堆型已经建成发电，进入商业运行状态。AP1000和HPR1000两种机型都采用了非能动设计理念，符合美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）关于非能动型核动力厂技术标准的要求[2]。这两种堆型充分吸取了二代核电机组在设计、建造、运行等方面的经验反馈，采用非能动理念设计，在预防事故能力，防止堆芯损坏，缓解事故能力，减少人为因素等方面得以提高。因此，三代核电机组在运行效率、安全可靠性、建造的经济性、可维护性方面、机组寿命、换料周期等方面的技术指标都较以往有很大提高。

与二代压水堆相比，三代大型非能动压水反应堆核电机组的反应堆采用更高要求的技术标准，结构更加紧凑，集成化更高，安全可靠性更高。二代堆芯的部分测量仪表是经由压力容器底部由下而上插入堆芯构件内部，堆内传热液体泄漏的风险大，而三代压水堆的所有测量仪表全部经由压力容器顶盖由上而下插入堆芯内部，传热液泄漏风险明显降低，所有测量仪表集成于顶盖上部，便于电缆线路的布设、安装运行维护。二代堆的内部下端防断支撑与压力容器内壁之间空间大，无流量分配器，而三代堆的内部下端防断支撑与压力容器内部空间小，有流量分配器，堆芯热量交换更加均匀平稳，利于运行控制。这些都说明，三代大型压水堆型与二代压水堆在结构形式上发生了本质的变化，因而其安装工艺也相应变化。

反应堆堆内构件作为核电站最为核心的设备之一，在役期间需要经受各种恶劣环境考验，诸如长期在热状态下的水流冲击，流体带来的冷热冲击，高放射性辐照，传热回路的酸性介质腐蚀等，在这种条件下，堆内构件有可能产生各种劣化现象，例如热胀冷缩引起的应力迁移集中化，导致构件变形或开裂。另外还有化学腐蚀，核辐射腐蚀，振动蠕变，疲劳损坏，缺陷扩散，辐照肿胀等，因此，堆内构件的安装要求很高，在安装时需进行多次装配、校核、调整相关配合尺寸，以确保构件在役工况下既无较大约束应力而导致变形，也无过大装配间隙而产生的流致振动，最终导致构件脱落等，避免由此引起的严重后果。堆内构件的装配难度体现在现场零部件多，配合尺寸公差小，精度要求高，测量加工困难，厂房内多个专业交叉施工，安装环境恶劣等。一些特殊的安装技能需要预先进行模拟操作和练习，如定位销冷装技术，构件测量技能，镶块现场加工安装技能，特种焊接技能等。目前首台第三代非能动压水反应堆核电机组建成发电还不到两年时间，堆内构件安装工艺未被更加深入研究，其公开的研究成果也处于空白状态。

随着专业人员对堆内构件安装工艺的反复斟酌和实践，对技术标准的理解和消化，对操作要领和技能的熟练掌握，逐渐认识到了首台第三代非能动压水堆堆内构件安装工艺流程具有安装效率低，施工周期长，施工成本高等不足。为解决这些问题，下文将在首台堆内构件安装工艺的基础上，开展优化改进工作。

1　三代压水堆堆内构件的组成及安装工艺流程

三代核电的反应堆也是由反应堆压力容器，堆内构件，控制棒驱动伺服机构、测量控制机构、反应堆压力容器保温等组成。其中堆内构件的主要功能是为燃料组件提供定位和预紧力、为控制棒提供导向，并将燃料及构件自身重量和控制棒动态载荷传递给压力容器本体、为堆芯提供冷却剂流量通道和合理的流量分配、屏蔽中子和γ射线、为堆内仪表系统提供固定支承和导向、为辐照样品监督管提供固定位置、为堆芯跌落提供二次支承等。堆内构件按其主要功能分为下部堆内构件LRI、上部堆内构件URI、堆内构件压紧弹性环、压力容器堆内构件定位镶块，提升柱等部件（如图1所示）。

图1　堆内构件示意图

下部堆内构件主要集中在反应堆活性区，包括吊篮裙筒组件、防断组件、辐照监督管组件、导流板、保护导板、十字定位键、吊装块及锁紧块、镶块、定位板、均流板、销钉等。上部堆内构件主要集中在非活性区，包括上部堆内构件本体和堆内测量格架组件。而上部堆内构件本体则包括上部堆内构件子组件、导向筒、导向螺柱、吊装块及锁紧块，销钉等。堆内构件的主要特点是制造工艺复杂，加工精度高。现场装配定位精度高，装配间隙调整难度大，装配工艺流程复杂，装配技能要求高，装配技能难以掌握，清洁度控制要求高，装配作业环境复杂，使用的特殊工机具多等特点。安装的主要工作内容是各个构件之间的装配，控制核心是各构件之间的间隙以及精准定位，关键点是裙筒管嘴与RV管嘴间隙的调整，径向定位镶块的测量，加工和装配，裙筒及上下堆芯的十字键定位，裙筒法兰面与反应堆支撑法兰面的定位与接触面配合、堆内构件与裙筒的接触法兰面的定位与接触面配合等。堆内构件安装工艺流程如图2所示。

由图2看出，堆内构件安装工艺流程，是从第一道工序开始，按顺序逐个完成每道工序，直到最后一道工序结束，整个堆内构件安装工作才能完成，这是一种典型的串列式安装工艺。这种工艺流程，有两个主要不足之处：其一是无法开展并行安装工作，导致安装工期过长，给成品保护和核岛建造周期造成压力。其二是如果主线流程上有一道或几道工序出现问题造成短暂停顿，则会导致整个安装工作的暂停，造成人员窝工，工期延长，成本上升。

因此，建造现场研究增加一些新的过程控制措施，制作一些新的特殊工装，同时对工艺流程进行优化，并依此来确保安装过程严格受控，以提高效率，缩短工期，节省成本。这些新的过程控制措施包括搭设安装作业防护棚，设置洁净区域，购置清洁净化设备，制定新的管理规定，安排专人保护，录制关键过程，发放专用工作服等，来保证堆芯构件的清洁度满足设计要求。

2　三代压水堆堆内构件安装工艺流程的优化改进

随着三代核电机组堆内构件在设计上不断成熟，制造工艺不断改进，现场安装技术和经验的不断积累，堆内构件安装技能的趋于熟练，安装工艺由原来串行安装工艺改为并行安装与串行安装同时进行的综合工艺流程，这样可以在同一时间内，开展多项相关构件的组装、测量、安装工作，从而减少人员窝工，缩短施工周期，提高施工效率，节省施工成本。

并行安装与串行安装有机结合的综合安装工艺流程，相比单纯的串行安装工艺，在工艺逻辑上将更加复杂，需要更加成熟的安装技术和熟练的操作技能，以及专用工机具来支持现场施工。优化改进后的安装工序包括：

（1）下部堆内构件与压力容器的装配；

（2）上部堆内构件与下部堆内构件的装配；

（3）下部堆内构件的装配；

（4）上部堆内构件的装配；

（5）最终的检测与装配。

图2 优化前的堆内构件安装工艺流程

其先决条件是堆内构件专用吊具、上部堆内构件支架、下部堆内构架支架在内的各种工机具合格可用。专用测量工具，专用加工设备可用，专项操作技能（如定位销冷装技能，专用吊具操作技能，专用磁力钻操作技能等）熟练掌握。具体做法就是首先在初步测量RV内壁基础数据的同时，将上部堆内构件URI在其支架上展开组装工作；将下部堆内构件LRI在其支架上展开组装工作，这些组装工作包括各构件的检查测量，清洁，加工，研磨等工作。在此期间，将反应堆的裙筒吊入RV腔室，进行冷管段、热管段的管嘴间隙调整，临时H/V定位销试装，安装时要确保正式H/V能顺利安装。这些工作完成后，将组装好的下部堆内构件LRI第一次吊入反应堆压力容器RV腔室，进行试装，管嘴间隙复测，防断支撑数据测量、导向筒临时吊具紧固、H/V定位销安装。之后再将下部堆内构件LRI第一次从RV腔室吊出，对上部裙筒与反应堆压力容器RV的法兰接触面进行研磨、下部径向定位镶块进行反复机加工、测量、研磨、试装配。与此同时，可以在上部堆内构架支架上组装上部堆内构件URI，包括清洁、测量、加工、研磨、装配等工序。在进行URI组装工作的同时，可以根据镶块装配及松动试验情况，将下部堆内构件第二次吊入、吊出反应堆压力容器RV进行与定位镶块试装、同时穿插进行防断支撑测量计算、加工、组装焊接、压紧弹簧试装、H/V定位销最终安装、下部径向定位镶块最终安装等工作。所有这些工作完成后，可以将下部堆内构件第三次吊入反应堆压力容器RV进行下部堆内构件相关数据最终测量、防断支撑底板与RV筒壁最终测量等工作。之后下部堆内构件第三次吊出RV通体后，进行辐照样本入口塞安装，防断支撑最终焊接，人孔塞安装、堆内构件冲洗和清洁等工作。在下部堆内构件第二次、第三次吊出反应堆压力容器RV期间，可以根据实际情况择机将组装好的上部堆内构件URI吊入下部堆内构件LRI上进行试装，进行同轴和相关接触配合面的测量、加工研磨，间隙测量，调整等工作。这样相比初次的串行安装工艺，减少了下部堆内构件URI在RV内部的试装次数。最后，就是将试装测量合格的下部堆内构件LRI，吊入反应堆压力容器，进行上部堆内构件URI清洁检查和摩擦力试验、URI导向筒压紧螺栓松紧帽收口、上部堆内构件URI吊入并做最后安装测量、快式锁定操作杆安装、弹头式接头安装等工作，完成最后装配。优化改进后的堆内构件安装工艺流程如图3所示。

按照上述优化以后的工艺流程，其中就有LRI和URI在反应堆腔室内的多次吊入、吊出，进行测量和试装。其中需要强调以下几点：

（1）不论是LRI还是URI，在吊入压力容器前，都要进行称重，并做好记录，同时堆内构件专用吊具上要加装签定合格的测力计。目的就是要确保构件在堆腔内受到除其自身重量以外的摩擦力时，能通过测力计及时发现，确保构件在腔室内免受较大摩擦力。

（2）在最后一次正式安装堆内构件之前的几次试装中，都要用临时十字定位键调整裙筒冷热管嘴与反应堆压力容器对应冷热段管嘴之间间隙，以及裙筒自身在水平圆面与反应堆压力容器U型定位镶块对准角度，裙筒自身的垂直角度。目的是要首先保证下部堆内构件、上部堆内构件、压力容器、顶盖上的控制棒驱动杆（控制棒）、燃料组件之间的精确定位和对中，从而保证控制棒的准时正确动作，同时也保证各部件之间的热态间隙，防止产生局部较大应力。

（3）反应堆压力容器与堆内构件之间的装配精度取决于压力容器支撑和定位作用的上部U型定位镶块和下部径向支撑构件，堆内构件的吊入吊出RV腔室，主要工作就是反复测量、计算和加工，试装这些支撑构件和定位镶块。因此，U型定位镶块和径向支撑构件的测量、计算和加工、涂蓝研磨、松动试验、安装的精度，对堆内构件安装起了至关重要的作用。其中涉及到的定位销定位钻孔技术，涂蓝研磨技能、定位销冷装技术，定位销焊接技术，镶块松动试验技术都需要预先模拟练习掌握。

图3 优化改进后的堆内构件安装工艺

（4） LRI下部的能量吸收组件，在测量组件底部与RV腔室底部间隙时，要按照图纸规定，计算出加工量和焊缝收缩量，进行机加工、组装焊接后，组件长度要满足图纸要求。组件底板与RV腔室底部间隙要在设计公差范围内，不能过大，也不能过小，否则，会影响反应堆正常运行。LRI的下部能量吸收组件，防断支撑组件可以选择堆内构件位于其存放架上时，进行安装，这样并行施工以缩短工期。

（5）堆内构件安装过程中，各种间隙测量多大几百次，安装人员需要预先熟悉图纸，详细列出间隙测量对比表，防止漏测数据。预先练习各种间隙测量的专用工具的正确使用和维护，测量技能掌握特别重要。

（6）上部堆内构件的导向筒以及热电偶组件安装，摩擦力试验和通规试验，都可以在上部堆内构件存放加上进行，这样并行施工以缩短工期。

堆内构件安装完成后，还有堆内构件清洗，辐照样品件安装，流量限制器安装，测量格架快锁仪安装，反应堆压力容器扣大盖，主螺栓紧固，冷态水压试验，检查验证，冷试，堆内测量模拟仪表安装，热试，装料等很多工作。

3　堆内构件安装工艺优化改进的效果

堆内构件的安装工艺流程优化改进后，其主线工序由最初的14道减少到9道，优化改进的结果是主线工期减少，相应的人工费用，机械费用，各种消耗品费用，以及成品保护费用，还有相关的间接费用等，都得到了减少，在施工技术成熟，安装技能熟练，各类特殊工机具的灵活应用下，安装质量和施工安全性也得到了提高。具体工期费用对比如表1所示。

表1　堆内构件安装工艺优化前后工期、费用对比表

以上人工人数是实际安装需求人数，施工周期是实际施工周期。直接费用（人工费用，材料费用，机械费用）和间接费用是按照《核工业安装工程预算》[3]（2009版）第一册机械设备安装工程预算定额测算，并结合实际开支进行适当调整。

4　结论

随着技术的不断进步，三代核电机组压水堆型更加趋于成熟，后续必将会在世界各地新建更多机组，将来会有更多的反应堆的堆内构件安装工作。反应堆堆内构件的安装技术和工艺流程是整个核电厂建造的关键核心技术，也是整个核电建造业界最难掌握的施工技术，需要预先进行多次操作练习，掌握关键技能，更需要钻研消化技术规范要求，制定更加合理高效的安装工艺流程。随着建造工艺不断的优化改进，科学技术的不断进步，人工智能技术的广泛应用，新的更智能化的专用工机具陆续使用于堆内构件安装，而且随着更多堆内构件安装经验的积累，堆内构件安装技术和工艺流程必将会更加成熟化，便捷化，高效化，从而使堆芯安装质量更加安全可靠，同时建造的经济型也得到较大提高。今后，不但是堆内构件安装工艺，而且整个核电建造工艺也将更加优化改进和趋于成熟，也更具有经济性。

［1］林诚格，等．非能动安全先进压水堆核电技术：上册［M］．北京：原子能出版社，2010.

［2］环境保护部核与辐射安全中心．核安全综合知识［M］．北京：原子能出版社，2018.

［3］核工业安装工程预算定额2009版［R］．核工业工程造价管理站，2009.

Study on Optimizing the Installation Process of Internals of Some Third-generation Nuclear Reactor

ZHANG Baocun

（Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute Co.，Ltd，Shanghai 200233，China）

For a certain third-generation PWR NPP with world advanced level, its reactor is a facility which used to maintain controlled, self-sustaining nuclear fission chain reaction and realize nuclear energy utilization, while the reactor internals is a key component to ensure that the reactor can maintain controlled fission reaction. The reactor internals features complex installation process, considerable technical difficulties and high installation accuracy. As one of the results of the major national science and technology project, the installation process of reactor internals is improved according to the structural features, fundamental functions and installation technical requirements of reactor intervals of third-generation PWR, thereby simplifying the installation process, enhancing installation accuracy and construction effectiveness, shortening the construction period, reducing construction costs and providing good reference for the installation of internals of follow-up large advanced third-generation PWRs.

Third-generation nuclear power; Reactor internals; Installation process

TL364+.2

A

0258-0918（2021）06-1119-07

2020-10-29

国家科技重大专项“CAP1400核电关键建造调试技术进行深入研究（2018ZX06002002）”

张宝存（1975—），甘肃镇原人，学士，高级工程师，现从事核岛机械设备施工技术和工程管理方面研究