大型先进核承压装备制造基地工艺设计的优化及技术进展

郭杭锋，周烨明

（中国联合工程有限公司， 杭州 310052）

1 引言

21世纪的头十年，中国联合工程有限公司先后承担了东方电气集团南沙基地、哈尔滨电气集团秦皇岛基地、上海电气集团临港重装备基地、中国一重集团棉花岛基地和中国二重集团镇江基地，五大核电重型装备制造基地的工程设计工作。

五大基地的设计建设在以下几方面的工艺设计中着重提升了核电制造技术，并取得了国内外领先的特色专项技术。

2 核电制造基地的核电产品规划

2004年4月开始，中国联合工程有限公司根据核电装备国产化的最新成果及与国际著名核电公司考察交流的技术汇总，在制造企业所掌握的二代核电制造技术基础上，采纳了国内核电自主化、国产化最新成果，消化、吸收最新引进的第三代核电产品及技术，为制造企业提出了新核电装备制造基地的产品规划方案。核电装备选定了当时具有国际先进水平的非能动安全系统的第三代核电技术AP1000机组为代表产品，同时，兼顾生产秦山二期自主化650MW核电机组，我国新一代安全性好、拥有自主知识产权的CAP1400机组、160～200 MW高温气冷堆机组，EPR（欧洲压水堆，第三代核电技术）1 750 MW机组；预留了未来国际先进水平的第四代核电技术机组——快堆机组重型容器的关键生产条件，同时还预留了生产1 800 MW等级的核电机组、重水堆机组及其他堆型核电机组核承压设备的厂房条件。

项目还规划生产重型装备，主要是指在冶金、矿山、建材、交通、电力等行业中，一些超大、超重的机器装备产品，如大型中、宽厚板轧机、大型转炉、40 MN以上大型压机、φ8 m以上盾构掘进机、23 m3以上矿山挖掘机等，这些产品在国内，在世界范围内都仅为极少数工厂才具有加工和制造能力。

3 大件机加工

核电容器多为分段锻件组装焊接结构，结构特点为体大而重、形状复杂、加工面分散、加工精度要求高、机加工工作量大，制造周期长。采用的加工工艺装备主要为数控立式车铣复合加工中心、数控龙门移动式镗铣床、数控立车、数控三轴深孔钻床和数控落地铣镗床。

3.1 反应堆压力容器（RPV）立式一次性整体加工

核岛关键设备——反应堆压力容器（RPV）为分段锻件组装焊接结构，结构特点为体大而重、形状复杂、加工面分散、加工精度要求高、机加工工作量大，制造周期长。200 MW高温气冷堆压力容器与压水堆压力容器加工内容相似；快堆反应堆压力容器为全不锈钢结构，具有外形尺寸大、壁薄的结构特点。当时国际上有两种反应堆压力容器加工工艺，一种是法马通FANP夏龙（CHALON）工厂所采用的卧式加工工艺，另一种是日本三菱重工神户二见工厂所采用的立式加工工艺。

针对压水堆压力容器和快堆反应堆压力容器的结构特点及制造要求，考虑核电“制造零风险”的特殊要求，在上海电气临港重装备制造基地核岛厂房的工艺设计中，配置了两种加工工艺及设备，即数控落地铣镗床卧式多步加工工艺和数控立式车铣复合加工中心的立式一次性整体加工工艺。其中，数控立式车铣复合加工中心（见图1），由于其设备是全球第一台针对AP1000反应堆压力容器的立式一次性整体加工工艺要求而专门设计开发的大型先进加工设备，尚存在技术、质量、进度等风险。

图1 数控立式车铣复合加工中心图示

其主要技术参数为：

1）最大从工作台中心回转直径（立柱不移动时）11～12 m；

2）最大回转直径（立柱外移至最远端）20 m；

3）滑枕在工作台面上最大工件加工高度12.5 m；

3）工作台的最大承重600 t；

4）工作台直径10 m。

3.2 封头异形孔的数控镗铣加工

由于核岛重型装备中，蒸发器下封头上的带角度管接头孔及核泵连接口、稳压器上电加热器套管孔以及反应堆压力容器顶盖组件上的CRDM（控制棒驱动机构）管孔众多，尤其是AP1000机组的反应堆压力容器顶盖组件上，更增加了温度传感器及中子测量管孔（老机组都布置在底封头），因此，封头上异形孔的加工量大增。以往都采用数控落地镗铣床配可倾回转工作台及工装辅助的加工工艺。工艺设计采用数控龙门移动式镗铣床（见图2）一次性立式加工，采用角铣头等附件可精确达到加工要求，加工效率高、质量好。

图2 数控龙门移动式镗铣床示意图

主要技术参数如下：

1）工作平台宽7 m；

2）工作平台长20 m；

3）工作台面到主轴端面距离8.5 m；

4）机床总长度，约33 m；

5）机床总宽度，约16 m；

6）地面上机床总高度，约16.25 m。

3.3 筒体的数控镗铣加工

为满足超重超长型的加氢反应器的加工，新增2台数控落地镗铣采用并排布置（分别为φ260 mm数控落地镗铣床和φ300 mm数控落地镗铣床），同时在固定工作台四周铺设落地槽铁。加工时，工件可以横向、竖向以及斜向摆设，可以满足不同加工部位的需要，横向摆放时，两台数控落地镗铣床可以同时对其进行加工。

φ260 mm数控落地镗铣床主要技术参数：（1）主轴直径260 mm；（2）铣轴外径400 mm；（3）X轴工作行程——立柱14.5 m；（4）Y轴工作行程——主轴箱6 m；（5）Z轴行程——滑枕2 m。

φ300mm数控落地镗铣床技术参数：（1）主轴直径300 mm；（2）铣轴外径400 mm；（3）X轴工作行程——立柱24.5 m；（4）Y轴工作行程——主轴箱9 m；（5）Z轴行程——滑枕2 m。

3.4 管板的数控深孔三轴加工

管板深孔加工使用数控深孔钻床进行加工。考虑了AP1000机组管板加工的特殊要求，采用了以下参数。

1）加工方式：枪钻/BTA。

2）钻孔直径12～32 mm/15～65 mm。

3）最大有效钻孔深度1.2 m。

4）主轴1工作范围6 m×4.5 m。

4 成型

根据第三代核电60年使用寿命的要求，核岛重型容器均采用锻件，一般仅规划预留了大型卷板机及加热炉的位置。但考虑高温气冷堆反应堆压力容器的制造，兼顾二代改进型蒸发器上筒体冷卷、吊篮不锈钢筒体、高温气冷堆筒体温卷及大型石化容器筒体热卷的要求，二代改进型核电机组的蒸发器上筒体为板焊结构，并要求采用不改变板材机械性能的卷制工艺。为兼顾考虑板焊式加氢反应器等石化容器的生产，以及堆内构件吊篮筒体的制作，专门选用了高效、节能、精密的冷卷、温卷三辊卷制工艺。新增了液压水平下调式三辊卷板机，主要技术参数如下：

1）设备额定压下能力45 000 kN；

2）冷卷最大厚度160 mm；

3）热卷最大厚度280 mm；

4）冷卷最大预弯板厚160 mm；

5）热卷最大预弯板厚280 mm；

6）卷制材料屈服极限≥400 MPa。

5 热处理

核岛重型容器工件热处理在热处理炉内进行。重型跨一端连接有30 m长的大型热处理炉，台车承载1 400 t。在重型跨和中型跨之间设热处理炉1台，台车承载700 t。在中型跨和轻型跨之间设热处理炉1台，台车承载150 t。为与大型卷板机的热卷配套，在轻型跨的西端设置了加热炉1台，台车承载300 t。热处理炉均采用全纤维大板块炉墙，高速调温烧嘴，炉压及风气比全自动控制、微机控温等一系列先进技术，使炉体质量减轻，节能效果显著。燃料采用天然气。各热处理炉的参数根据产品纲领作了优化配置，主要有：

1）30 m×8 m×8.5 m 台车式热处理炉，技术参数：（1）炉膛壁尺寸（长×宽×高）30 m×8 m×8.5 m；（2）台车承重1 200 t（含工件质量）；（3）工件最大尺寸φ7 m/φ6.3 m×29 m；（4）全炉最高使用温度950℃。

2）15 m×12 m×10.5 m燃气台车式热处理炉，技术参数：（1）炉膛壁尺寸（长×宽×高）15 m×12 m×10.5 m；（2）台车承重700 t（含工件质量）；（3）工件最大尺寸14 m×11 m×9.5 m；（4）全炉最高使用温度950℃。3）17 m×5 m×9 m 燃气台车式加热炉，技术参数：（1）炉膛内壁尺寸（长×宽×高）17 m×5.5 m×9 m；（2）台车承重300 t（含垫铁）；（3）工件最大尺寸（长×宽×高）16 m×4 m×8 m；（4）全炉最高使用温度1 200℃±20℃；（5）控温方式包括上位工控机集散控制、进口智能仪表控制、手动控制3种方式；（6）能耗指标为满载热效率≥32%（优于国家特等炉标准）；（7）供电电源为AC 380 V（±10%），50 Hz。

6 装配

蒸发器内件安装要求在清洁区进行。U形管系的穿管、机械胀管、管子管板封口焊、液压胀管、管束清洗等均需在清洁室内进行。穿管后，管系加工工艺设计采用了机械胀管机定位，全位置自动TIG管子管板焊机用于管子管板全位置氩弧焊接，液压胀管机胀管，机械手清洗管束等一系列的成熟、先进工艺。上海临港基地的设计专门针对装配用的大型清洁室进行了较以往核岛装备基地的优化。

核岛蒸发器的管系制造是保证产品质量的关键，要求在空调温度的清洁室内完成管系的一系列制作。据多次考察，国外大型清洁室主要有3种形式，分别为法马通大型清洁室、西班牙ENSA大型清洁室和韩国斗山大型清洁室。

工艺设计考虑到蒸发器大型化的发展趋势、厂房造价、管系制造时间、厂房起重能力利用、能源消耗，以及海边盐分及湿度均较大、工件易锈等因素，优化设计了新的大型清洁室，如图3所示。

图3 优化设计后的大型清洁室

7 特大、超重件的起吊及运输

考虑生产产品的整体及部件质量，合理确定了厂房各跨的起重能力及轨高，厂房物流及生产工艺布局，建立了大件起吊运输便捷、物流简洁高效的生产系统。厂房剖面图如图4所示。

图4 厂房剖面图

超重型跨采用上层700 t及（350 t+350 t）或850 t及（425 t+425 t）的起重能力，以满足机组大型化（CAP1400蒸发器的质量超过750 t）的要求，下层300 t的起重能力；重型跨采用上层500 t，下层150 t的起重能力，既满足了核岛产品、石化容器等超大、超重产品及部件的起吊要求，又提高了工作效率，还降低了工程造价。

8 立式装配及水压试验

为了提高核电站运行经济效益，国内外第三代、第四代核电机组的设计均朝着大型化、重型化、一体化方向发展。核岛设备的尺寸越来越大，质量越来越重，加工要求也越来越高。核电设备制造朝着立式机加、立式装配、立式水压等立式加工工艺方向发展，尤其是AP1000、CAP1400、高温气冷堆机组的自主化制造方案基本倾向采用立式加工及地坑内立式水压试验方案。

国外核电装备基地大多设有地坑。如日本三菱12.5 m×12.5 m×6 m、西班牙ENSAφ12 m×8 m、韩国斗山φ10 m×15 m等。仅法国阿海珐的FANP夏龙采用地面试验的方式。

上海临港核岛厂房700t超重型跨内设立φ13 m×10 m的地坑，如图5所示。地坑设有承重盖板及承重支撑，以便在地坑长期不用于装配或试验状态可转化为蒸发器生产场地，地坑盖板承重要求按该区域布置最大可能单支座承载425 t重产品制造工位考虑。

图5 上海临港核岛厂房立式装配及水压试验地坑示意图

地坑使用工况：

1）作为工作场地。盖板盖上并支撑，盖板形成平整工作表面，做生产场地使用。

2）高温气冷堆反应堆压力容器立式装配及水压试验。盖板打开，布置好产品支撑后，吊装高温气冷堆反应堆压力容器本体放入地坑，支撑好后吊装内件或顶盖，进行内件装焊或水压试验。

3）AP1000-RPV立式水压试验。盖板打开，布置好产品支撑后，吊装AP1000-RPV本体放入地坑，支撑好后吊装顶盖，进行水压试验。

4）大型石化容器、气化炉的立式装配。

9 结语

本文通过对五大核电重型装备制造基地设计优化过程进行总结，阐述了大型先进核承压装备制造基地设计要点及技术进展，主要包括核电产品的产能规划及大件机加工、成型、热处理、装配、特大及超重件的起吊及运输、立式装配及水压试验等关键工艺。通过国内外先进制造工艺和设备选型的对比，进行设计优化改进，并取得了很好的工程建设成果，为我国大型先进核电装备制造技术取得重大突破、跃升到国际先进水平作出了积极贡献，对后续大型先进核承压装备制造基地的建设与设计有重要参考价值。