核电装备制造（通用9篇）
核电装备制造 篇1
1 引言
根据国家“积极发展核电”的政策和国家核电中长期发展规划[1],到2020年,我国的核电装机容量达4000万千瓦,新增1000MW级核电机组约28套,我国核电建设总投资将达到约3000亿元,其中设备投资约1500亿元。核电装备制造业已进入快速发展的战略机遇期。国际能源机构预计,2030年世界对电力的需求将在现有基础上翻一番,全世界用于新建核电站的总投资将超过2000亿美元。全球将迎来核电站建设的新的高峰期。在此背景下,核电装备制造企业的竞争日益激烈,谁拥有先进的技术手段和系统平台,谁就将在竞争中占得先机。
计算机辅助设计和计算机辅助制造(CAD/CAM)技术是信息技术与现代设计、制造技术相结合的产物,是设计人员和工艺人员在计算机系统的辅助之下,进行产品设计和制造的一项新兴技术。技术人员通过人与计算机交互的方式完成产品设计和制造,在计算机系统中论证设计和制造思想,并提供相关的设计和制造信息,这从根本上改变了传统设计生产制造模式,已经成为当前企业发展的重要技术特征[2]。
相比于常规工业,核电装备制造业有其特殊性。核电产品设计理念充分体现安全、可靠、高效的原则,其设计结构复杂,基本上都是超重、超大产品,单个零件即重达几十吨,制造工艺复杂,质量要求高,属极限制造。
核电产品许多关键工序要进行数控加工,对于简单数控程序,通过手工编程即可完成,而对于复杂曲面的加工程序,由于模型复杂、数据量庞大,手工编程无法完成,需要借助自动编程系统进行编程,引进CAD/CAM系统对于核电装备制造业来说不可或缺。
从技术发展的趋势来看,三维模型设计和仿真分析已经成为工程设计必备的手段,而国内众多企业的技术仍停留在二维的水平,这对于今后的自主设计、优化设计极为不利。核电装备制造企业要实现核电“国产化”目标,提高核心竞争力,设计和工艺手段必须上一个新的台阶,基于三维模型设计和仿真分析的CAD/CAM系统的建立成为优先选择。
2 构建CAD/CAM系统的主要步骤
2.1 整体规划
CAD/CAM的构建应当纳入到企业整体的信息化建设进行统筹考虑,既要首先解决好企业当前亟待解决的技术升级问题,也要为日后整体信息化建设打好基础。在构建CAD/CAM系统时,应充分利用企业现有的计算机和网络资源,根据要达到的目标,认真考虑好如下几个方面的问题:
1)确定系统的应用范围;
2)确定软硬件的类型及数量;
3)测算系统费用;
4)网络系统的建立;
5)系统的应用、升级和发展。
以笔者所在的东方电气(广州)重型机器有限公司为例(以下简称东方重机),该企业为国内大型核电装备制造企业,目标是建立世界一流的核电装备制造企业。为了实现此战略目标,东方重机制定了信息化发展的整体规划,采用以点带面、逐步推进的建设模式,先建立CAD/CAM系统,然后逐步过渡到CAD、CAPP、CAM、CAE、MIS/ERP层面,最终实现企业级信息集成系统的整体功能和各子系统之间的信息共享。
2.2 需求分析
需求分析是信息化项目建设的出发点,只有深入地进行需求分析,兼顾企业员工素质、企业装备水平,才能做出正确的决策。
目前,东方重机主要的设计工具是AutoCAD,从功能上来说,该设计软件基本能满足当前需要。但是,应用AutoCAD软件,设计人员只能进行平面图形设计以及平面图形的转化设计。对于优化设计以及装配干涉检验等,则限于软件自身的功能和定位,没有有效的手段。当然,如果仅仅从技术手段来讲,AutoCAD软件作为成熟的二维绘图工具,仍将是长期存在、不可或缺。但是必须看到,符合工程师思维特点和工程习惯的基于约束的三维参数化造型软件,才是发展方向、是未来首选标准。
东方重机作为我国核电领域重型装备制造企业,拥有数量众多、技术一流的大型、重型数控加工设备,需要建立三维CAD/CAM系统来实现NC编程及加工,以充分发挥数控设备的优势。另外,东方重机作为新兴的现代企业,拥有一支技术力量雄厚的专业人才队伍,具有较高的素质和计算机应用水平,有利于新技术、新方法的推广和应用。
在经过详细分析和方案论证后,公司决策层一致认为CAD/CAM系统对于提升公司设计、工艺水平,提高企业核心竞争力意义重大,最终决定将技术部作为CAD/CAM系统推广应用的重点部门,将三维数控加工作为应用的重点。
2.3 CAD/CAM系统选型
东方重机成立了专门的项目实施小组,进行了大量的前期调研工作,项目实施小组重点考察了行业内应用较为广泛的知名软件如UG、Pro/Engineer和CATIA等,并积极联系软件服务商,结合公司产品和设备特点,通过软件实际操作和演示,从而对产品解决方案的优劣进行客观、公正的评估。
经过分析、比较,UG、Pro/Engineer和CATIA软件在设计、造型功能上均能满足技术需求。因此,调研重点考察的是三者在加工方面的能力以及软件商的服务能力。公司目前的产品中,需要数控编程系统编程的加工主要包括:二次曲面、不规则曲面的加工等,主要在数控镗铣床、车床或者两者相结合进行加工。其中,难度较大,又较复杂的是镗铣加工,是调研工作的重点。
在典型的CAD/CAM平台中,按综合能力大致可以分两类:UG、CATIA、Pro/E综合功能最强,而且都对应有PDM的全套解决方案,占据了绝对大的市场份额;Mastercam、Cimatron、Surfcam、Powermill则属于在某一项功能比较专的软件。
除了软件的功能和编程能力外,软件服务商的服务能力也是项目实施小组重点考察的项目。选择合适的服务商应当遵循下面几个必要条件:
1)软件商必须有相当规模、信誉度,有持续的发展能力;
2)有很强的综合技术能力,服务好,有在相关行业内实施项目的丰富经验,能快速而有效地解决实际问题;
3)能提供适合本企业特点的解决方案。
UG作为目前应用最为广泛、最为流行的软件之一,深得广大用户的喜爱,不仅在三维设计、建模和加工方面具有强大的优势,而且用户界面友好、操作性强,便于推广应用。其软件商拥有深厚的硬件和软件资源,具有专业的技术开发队伍,能够提供完整的服务和解决方案,是值得依赖的长期合作伙伴。基于此,东方重机最终选择了UG作为CAD/CAM软件平台。
2.4 项目实施
项目的实施规划一定要周详、可控制,规划应当包括项目的进度计划、人员安排、培训等等方面。
在实施进度计划和策划方面,东方重机CAD/CAM系统紧密结合公司生产实际进行,边实施边应用。具体做法是,由熟悉公司业务的人员全程参与项目的立项、调研、选型和实施。小组成员以业务人员为主、信息服务人员为辅,挑选熟悉业务和信息技术的复合人才为骨干,从人员上保证项目的顺利进行。
培训方面,紧密结合企业当前的实际生产情况,初期以全脱产的方式进行系统地学习和培训,然后是有针对性的高级培训。为此,公司制定了详尽的培训大纲,确定不同培训阶段所需要达到的目标和考核方式。由于准备充分、计划合理,加上员工态度积极,培训收到了良好的效果,最终使得东方重机CAD/CAM系统成功建立。
3 CAD/CAM系统应用情况
CAD/CAM系统建立后,在企业生产活动中发挥了巨大的作用。
1)首先,解决了数控加工问题,东方重机产品中的所有大型数控加工件均可以自行完成。通过CAD/CAM系统,复杂曲面的加工可以实现仿真加工,实时生成刀路,并可以对夹具、刀体进行干涉检查,如图1所示。
2)其次,通过CAD/CAM系统的实施,设计手段具备了从二维设计向三维设计的升级,主要产品的三维模型已经开始建立,如图2所示。通过三维造型,产品的设计思路更为直观和便于验证,再加上软件具有的装配干涉检查等功能,使得设计工作如虎添翼。
3)再次,设计部门和工艺部门具备了信息融合的条件,设计部门的三维模型可为工艺部门数控编程提供支持。
4)最后,CAD/CAM系统为今后企业级的信息整合(PDM)打下了良好的基础和铺垫。
通过一年多的应用,基于UG技术的CAD/CAM系统在实际使用中充分证明了自身的价值,公司的信息化水平整体向前迈进了一大步,CAD/CAM系统的应用更在公司技术人员中得到了良好的反响与支持,设计、制造模式已经在不知不觉中上了一个新的台阶。
4 结束语
回顾东方重机构建CAD/CAM系统的过程,从项目调研、立项、实施都比较顺利,成功的因素可总结为以下几点:一是规划合理;二是项目组织到位;三是领导重视;四是项目团队工作得力;五是软件系统选择正确。以上缺了任何一条,都会对项目的实施带来障碍。
参考文献
[1]国家发展和改革委员会.核电中长期发展规划(2005-2020年)[R].2007.
[2]丁祥海.制造企业信息化实施过程管理理论与方法研究[D].杭州:浙江大学,2004.
核电装备制造 篇2
——核电和风电能源装备调研报告
前言
能源是国民经济和社会发展的基础产业和公用事业，是人类生存和发展的重要物质基础，也是当今国际政治、经济、军事、外交关注的焦点。中国经济社会要持续较快速的发展，离不开有力的能源保障。能源工业是国家的战略产业，能源装备行业是为媒、电、油、气等能源工业提供装备的基础性产业。
电力行业是能源工业的重要组成部分。为了科学地发展我国电力工业，国家制定了“优化发展火电、有序发展水电、积极发展核电、加快发展气电、大力发展风电”的方针。国家三年振兴规划的第一重点领域是高效清洁发点，彰显出核电、风电市场前景广阔。据统计，中国核电到2020年降达到占发电量的4%，且有进一步提高目标之势：风力发电近年发展迅速，目前已经位居世界前列。核电、风电的迅速发展会给机床市场带来怎样的发展空间？中国机床工具工业协会在近两年对能源装备行业进行了调研，重点了解发电（核电和风电）领域用户对高档数控机床的需求，了解急需高档数控机床的品种、规格、精度等技术指标，了解“核电和风电”重点制造企业的典型关键部件的工艺要求。涉及到的重点企业有：一重、二重、上重、哈电、哈汽、东电、东汽、沈鼓、南高齿、无锡透平、苏州海陆重工、秦皇岛哈动力、北重等。
一．电力工业概况
“十五”以来，我国电力工业得到飞快发展。截止2009年底，我国发电装机容量8亿千瓦，排名世界第二，其中火力发电约6亿多千瓦，水力发电约1.75千瓦，核电约0.1亿千瓦，风电约0.1亿千瓦，年发电量近4万亿千瓦时。
二．核电发展
（一）我国核电的现状和市场需求
2、我国核电装备的市场需求
在能源短缺和环境恶化的压力下，面对能源的新形势和能源长远发展规划，我国在“十五”期间就提出调整能源结构，积极推进核电的战略，进入“十一五”将核电发展战略从“适度发展”向“积极发展”转变。2006年国家制定了《核电中长期发展规划》。规划确定的我国核电发展目标是：到2011年在运行核电装机容量1200万千瓦，到2020年新建31座核电站，在运行装机容量4000万千瓦，在建核电装机容量1800万千瓦。为达到这一目标，我国今后每年至少要新开工建设2个百万千瓦级核电机组，总共需要投资5000多亿元。按经验数据表明，核电装备投资到核电站总投资的55%左右，到2020年对核电站的装备投资将达到约2750亿元（其中核岛部分约1200亿元，常规岛约900亿元，辅助部分约650亿元）。装备投资中约40%用于购买各种机床设备，约1100亿元。目前，核电装备制造所使用的机床设备绝大部分依靠进口，主要是国产机床稳定性和可靠性达不到要求。
（二）核电装备制造需要的机床设备
核电站的装备主要包括三部分：核岛（一回路）、常规岛（二回路）、辅助装备等。目前，核电站多采用轻水堆，包括压力堆和沸水堆，其中压力堆是未来主要采用的堆型。
1、核岛部分
★ 承压部件（包括泵体、泵盖、主螺栓、主螺母等）
泵体和泵盖加工需要的设备主要有：大型数控立式车床、数控落地铣镗床、龙门加工中心等设备。在“高档数控机床与基础制造装备”重大科技专项中所制定的主要技术参数指标基本能满足加工的要求，但是目前使用的精加工设备主要依靠进口。
主螺栓、主螺母等加工比一般螺栓和螺母要求高，但是主要是材料和刀具选择问题。
★ 功能部件（包括叶轮、叶轮轴、密封件等）
叶轮和叶轮轴加工需要的设备主要有：五轴联动加工中心、数控车床，大型数控卧式车床等。在“高档数控机床与基础制造装备”重大科技专项中所制定的主要技术参数指标基本能满足加工的要求，但是目前精加工设备主要依靠进口。
2、常规岛部分
常规岛部分部分主要由蒸汽轮机组、发电机组、水泵、汽水分离器等组成。
（1）蒸汽轮机：核电蒸汽轮机的原理和结构都与火电（燃煤）蒸汽轮机基本相同，但是也有不同之处。如同样为百万千瓦级的蒸汽轮机组，核电蒸汽轮机的直径比火电蒸汽轮机要大一些，使用的材料也有部分不同，制造要求更高。主要加工零件为叶片、定子、转子等。主要加工机床有：用于加工叶片的不同型号（最大叶片长度超过1600mm）4—5轴联动加工中心；用于加工转子的数控重型卧式车床、数控叶根槽铣床，用于加工定子的数控大型落地铣镗床、数控龙门镗铣床、大型定子专用机床等。
三．风电发展
由于不可再生能源的消耗受到越来越大的制约和限制，可再生能源受到越来越多的鼓励和支持。为保证能源安全，改善能源结构，较少环境污染，世界都在积极开发利用可再生能源。在这种全球政策环境下，为能源发展指明了方向，掀起全球大力发展可再生能源装备的热潮。风能是主要的可再生能源之一，发展风能发电需具备发展环境、风力资源和技术基础等三个条件。风能储量大，可利用率高，技术已趋成熟，成本逐渐降低。世界气象组织（WMO）估计地球上陆地和海洋的风能源约为200亿千瓦，其中陆地约占一半。如果全部得到利用，发出的电力相当地球上可利用水资源发电量的10倍，由于各种原因风能利用率只有1%。
风力发电的历史并不长，但是经过近20年的发展，风电技术取得巨大进步。现在兆瓦级（MW）风机组已商品化成批生产。目前，国内正在生产制造的大多是1~2MW；最大的已达到3MW。5-6MW大型风电机组样机已经开发出来。目前世界风电发展走在前面的国家是德国、美国、荷兰、丹麦等。、（一）我国风电的现状和市场需求
2、我国风电的市场需求
我国可开发利用的风能资源丰富，主要分布在西北、华北、东北以及东部沿海和岛屿等地带。这些地区在冬季和春季风大，降雨量少，夏季和秋季风小，降雨量大；与水电枯水期和丰水期有较好的互补性。但是目前利用率低，风力发电前景广阔。在《可再生能源法》中将风电作为鼓励发展的重点，因此国内很多省份都在大力增加对风电的投资，风电设备制造发展很快。预计2010年我国风电装机容量将突破2000万千瓦，2020年装机容量规划将达到4000~6000万千瓦，其中陆地规划装机将超过4000万千万，海上将超过400万千瓦。很多省、自治区都做了大规模发展风力发电的规划。目前，风电场的主要投资中风电机组占了70%以上，而机组中部分关键零件部件还依赖进口。如果全部实现风力发电国产化，预计可降低风力发电机组成本30%以上，同时，极大地打动我国机械制造及相关产业的快速发展，市场前景十分看好。
（二）风电装备制造需要的机床设备
风电站装备主要包括以下几部分：液压变桨系统、齿轮箱（升速箱）部分、发电机组、叶片部分、塔基和变电站等。目前，风力发电逐渐向大功率机组发展，而且风力发电机组要求可靠、寿命周期长，因此对零部件的精度、功能要求高。随着风力发电技术的发展，风电机组的原理和结构也在发生变化，未来的风电机组在向结构简单化，体积减小的方向发展。我国正在加紧开发、研制无齿轮箱风力发电机组。目前，已经开发了无齿轮箱变速变桨永磁风力发电机组，正在研制“变速恒频风力发电机组”和“直驱型变速风力发电机组”等，代替带齿轮箱传动的异步发电机组，具有制造成本降低，运行可靠，维修简便等优点，并具有自主知识产权。
目前，正在生产最多的是有齿轮箱风力发电机组，由于结构比较复杂，完成其各种部件的制造，需要不同机床设备进行加工。主要加工件有：
1、轮毂
2、机舱前后支架
3、齿轮变速箱（升速箱）
4、发电机组
5、叶片
6、偏航结构
7、塔筒
核电装备制造 篇3
关键词：非能动技术；冷却系统；支吊架
一、AP1000核电主泵制造工艺
上世纪80年代的前苏联切尔诺贝利和美国三里岛核泄漏事故发生后，大众越来越关注核电站防止核泄漏以及电站安全运行的能力。在核电技术沉寂了近40年后，美国西屋公司研发出了新一代的核电技术--AP1000核电技术。
AP1000核电站采用非能动技术，即其安全系统完全不依赖外部能量，能够利用自然界的能量如势能、气体膨胀和密度差引起的对流、冷凝和蒸发来完成安全功能的技术。AP1000作为第三代核电技术，其经济性和安全性都在二代加的基础上有了很大的提高。为了满足安全性的要求，AP1000核电站采用了屏蔽式主泵。
AP1000主泵有两套冷却系统，一套是包裹在电机定子壳体外侧的外置水套，一套是外置热交换器。外置水套内通设备冷却水，内部众多的档条增加了冷却水流通面积，增加了冷却效果。外置热交换器是一台安装在泵壳水平位置的管式热交换器，他的一次管路和电机壳体相连，承受系统压力，二次侧则连通设备冷却水。在两套冷却系统的共同努力下，能够保证轴承温度、绕组温度在可接受的范围内，不会影响电机寿命。
AP1000屏蔽式主泵也是一台立式布置的单级离心泵，它的电机和泵处于一个压力边界内，没有轴封，其定子和转子都带有屏蔽套，保证其不和腔体内介质相接触。三代主泵水力部分的结构和二代主泵区别不大，但由于屏蔽套的存在，降低了AP1000主泵的总体效率。
AP1000主泵有四套轴承，上下径向轴承和上下推力轴承。四套轴承都采用瓦块式的水润滑滑动轴承，运行时在轴瓦和轴套之间产生一层很薄的水膜，保证了轴承的润滑和冷却，轴瓦的主要材料是石墨，提供了良好的耐磨性能，轴套的材料是表面镀司太立合金的600合金钢，具有很高的硬度，保证了60年的设计寿命。该轴承不需要专设的冷却系统，减少了整个主泵系统的泄漏点。
AP1000主泵的安全功能由上下两个飞轮来完成，在主泵失电后，由于飞轮的大惯量产生一定时间的惰转，带走堆芯产生的热量，给其余的应急系统的投用争取关键的时间。上下飞轮结构一样，包括内轮毂、钨合金块、外保持环和包壳。内轮毂固定在转子上，钨合金块提供了惰转所需的配重，而外保持环固定住所有钨合金块，使其即使在超速情况下也不会飞散，包壳的作用是将整个飞轮和一回路介质隔离，防止腐蚀。
二、主泵改进核辅助系统新增支吊架设计
（一）主泵改进新增支吊架简述
福方工程采购了ANDRITZ公司生产的主泵。该主泵方案与参考电站中所用的100D型主泵技术方案变化较大，由此管道布置设计有较大变化，新增并修改管道支吊架共200多个。
（二）主泵改进新增支吊架位置设计
1、管道支吊架位置确定原则
（1）承重架不应大于支吊架的最大间距。管道的支吊架的最大间距是根据强度条件及刚度条件计算决定的。
（2）考虑热胀应力的影响，减小设备管口的受力，支吊架尽量不要离设备管口过近。ANDRITZ主泵轴封由RCV系统注入。该RCV管道直接跟主泵管口相接，既要考虑管道有足够的柔性满足热涨应力，同时考虑管道有足够刚度保证事故工况要求。如管道RCV245采用了具有足够柔性π形布置。如果布置管道直接从主泵管口水平接出，由于泵体本身热涨位移，导致管口热涨应力无法通过；另外在确定承重支吊架位置时，由于泵口接管荷载有限制，注意承重架位置尽量不要离管口过近。
（3）考虑事故工况影响，减小设备管口的受力，在合适位置及角度设置必要的减振支吊架。
（4）采用金属软管阻止或消弱振动传递，达到减振目的。
（5）在集中荷载较大的管道组成件附近设置必要的承重架。
（6）在垂直段重心以上或垂直弯头附近做承重架，如果垂直段过长，下部可增设导向架。
（7）优先考虑设置支撑点的位置：优先考虑支撑点的位置在管道上，而不是阀门等附件上；优先选择维修或清洗时不拆卸的直管上。
三、核电泵的抗震分析的要求和过程分析
国内核电项目正在蓬勃发展，主要采用我国自主设计的“二代加”技术和来自美国的“三代加”——“AP1000”技术。
这两种技术对主要设备的抗地震性能的要求是一致的。2007年7月16日日本新潟柏崎刈羽核电站因地震引发的放射性水泄漏事故更是提醒核电站一定要重视设备的抗震性能。通用机械 GM in Electric Power 谱）和SSE（安全停堆地震楼层反应谱），或者叫SL1（运行安全地震楼层反应谱）和SL2（极限安全地震楼层反应谱）。谱线中有将X、Y、Z方向分别描述的，也有在一张谱线中体现的。每张谱线通常会包含五条阻尼曲线，分别为临界阻尼的2%、4%、5%、7%和10% 。
对于泵产品OBE的阻尼比值通常是临界阻尼的2%，而SSE的响应值小于或等于OBE的2倍。 抗震分析的目的在于证明泵设备在OBE和SSE地震期间或之后，能保证结构完整性，包括承压边界完整性以及泵的可运行性。
通常要求如下分析。1）泵支撑件和连接螺栓以及地脚螺栓满足强度要求。2）承压部件即泵壳及轴承座部件的完整性。3）在运行工况、地震和最大接管载荷共同作用下，保持可运行性，在转动件与静止件之间的相对变形应小于它们之间的间隙，不影响运转。 抗震分析也可以帮助分析泵壳承压边界应力分布、泵转子系统应力分布、泵体、轴承箱和底座的抗震分析等。从这个角度理解抗震分析可以作为设计验证的一种方法。
四、结语
由于AP1000主泵独特的设计，取消了轴封，增加了屏蔽套，使得其总效率有所降低。但是，如果将取消轴封带来的支持系统投入成本、维护成本以及由他带来的安全成本考虑在内，那选用屏蔽式主泵将会大大的优于传统的轴封式主泵。
参考文献：
[1]丁训慎. 压水堆核电站蒸汽发生器的制造[J]. 核电站，2003，（4）：11-18.
[2]臧希年，等. 核电厂系统及设备[M]. 北京：清华大学出版社，2006：65-71.
[3]张华祝 .第三代核电技术与中国核能行业的发展（J〕 .国防科技工业，2 0 0 7，（0 6）
核电装备制造 篇4
关键词：装备制造业,共性技术,制约与突破
1 “核电春天”为核电装备制造业带来空前发展机遇
核能作为一种成熟、清洁、安全和有竞争力的技术, 在21世纪及未来, 将对人类可持续发展作出更大的贡献。越来越多的国家认识到, 核电可使能源结构多样化, 有利于能源安全, 并减少温室气体排放。核电产业已成为许多国家重点扶持和发展的支柱产业, 截至2009年10月, 世界上共有436台核电机组在运行 (见下图) , 正在建设中的核电机组有53台——发电量将达47.2GW。
我国核电发展的战略已从原来的“适度发展”转变到“积极发展”, 甚至“大力发展”, 核电发展的春天悄然而至, 发展的规模已由小批量建设阶段进入规模化、批量化发展的新阶段。目前, 我国正在建设的核电机组数量位居世界之首, 达到16台, 占世界在建核电机组的30%。根据产业规划, 未来10年, 中国将迎来核电建设的高潮, 资金投入估计将达万亿元之巨, 我国核电产业将成未来10年世界最大新增市场。在核电投资中, 装备占到投资总额的50%左右, 按此规模估算, 未来10多年, 中国对核电设备的投资约5000亿元, 如果以装备国产化率达到70%来计算, 其中, 国内企业面对着至少3500亿元的市场空间。加之《装备制造业振兴规划》的推进和落实, 并且倡导和支持核电装备“自主化”的多重利好环境下, 我国装备制造业尤其是核电装备制造业将迎来发展和升级的良机。
2 我国核电装备制造业的发展与制约:产业共性技术视角
装备制造业是工业发展的基础性和战略性产业, 也是一个国家或地区工业化水平与经济科技总体实力的重要体现。装备制造业整体能力和水平决定各国的经济实力、国防实力、综合国力和在全球经济中的竞争与合作能力, 甚至决定发展中国家实现现代化和民族复兴的进程。我国核电装备制造业在“适度发展”方针指导下形成的单个安排、分散建设的格局, 正在“积极发展”战略的指引下, 站在全国电力规划的大框架下统筹考虑。近年来, 我国一方面引进消化国际先进的百万千瓦先进压水堆的技术, 另一方面骨干制造企业大举投资建设装备制造基地, 核电装备制造业已呈蓬勃发展之势。在我国核电建设大潮即将来临之时, 核电装备制造业也同样需要站在整个国家核电产业竞争力的角度, 以产业共性技术的视角审视其发展问题, 以抓住这一空前的发展机遇。
2.1 核电装备制造业的特点
(1) 核电装备制造业技术的集成性和复杂性。
核电装备制造业是为核电站的建设和运行提供装备, 而核电站的首要要求就是安全性和可靠性, 这也决定了核电装备设计机构比较复杂, 其主装备基本上都是超大、超重。核电装备制造技术含量高, 比如, 以反应堆为中心的核蒸气供应系统技术复杂, 不能出现一丝一毫的错误, 否则核电的核安全将无法保障。为此, 核电装备的设计与制造必须充分考虑安全、可靠、高效的要求, 以制造出高质量的、工艺复杂的核电装备。
(2) 核电装备制造业具有明显的寡头垄断市场结构。
由于核电装备制造业科技含量比较高且属于军民两用技术, 技术消化和创新难度较大, 其与一般竞争性行业相比有着自身的特殊性, 进入壁垒高、退出壁垒高、行业集中度高和需求刚性。其适宜形成垄断竞争格局, 并围绕龙头企业及其技术扩散和产业扩散发展中小企业形成产业集群, 所以其市场结构呈现明显的寡头垄断。但这同时也意味着核电装备制造业的投入大、周期长、利润空间大。
(3) 招投标是核电装备制造业的主要市场交易形式。
核电装备制造业的市场行为也与一般行业不同, 招投标是其主要的市场交易形式。招投标是在市场经济条件下进行大宗货物的买卖, 工程建设项目的发包与承包, 以及服务项目的采购与提供时, 所采取的一种交易方式。在招投标中, 消费者只能通过价格比较以及招标人的业绩、口碑比较来作出购买决策, 其中具有很大的人为因素。尤其是像核电装备制造业这样的战略产业, 招投标过程还包含了很多政治、外交上的考虑。
2.2 我国核电装备制造业的制约:产业共性技术视角
产业共性技术是指在很多领域内已经或未来可能被普遍应用, 其研发成果可共享并对整个产业或多个产业及其企业产生深度影响的一类技术。共性技术的关键在于其具有广阔的适用性和开放性, 为多项其他技术提供基础, 其应用范围越广, 使用者越多, 技术的共性就越强。共性技术是一种能够在一个或多个行业得以广泛应用的、处于竞争前阶段的技术。目前, 虽然对共性技术的内涵还没有统一的认识, 但对共性技术的特性认识却是一致的:具有超前性、外部性、高风险性以及关联性等。从共性技术的特性可以看出, 共性技术面临着市场失灵和组织失灵。
产业共性技术创新已经成为促进一个国家和地区产业和经济发展的关键要素。核电装备制造业更是如此, 从核电装备制造业的构成来看, 核电装备制造包含核岛设备、常规岛设备、辅助设备、仪表及控制系统及核电材料等, 其共性技术的研发对其发展起着至关重要的作用。
2002年6月23日, 胡锦涛同志在视察秦山基地时强调:“核电产业是高技术的战略产业, 实践证明, 高技术特别是核心技术拿钱是买不来的。要继续坚持以我为主, 这是发展核电的必由之路。”我国核电发展中还存在着一些明显的短板和瓶颈问题, 很关键的一点就是研发和设计能力还很不完备。同时, 在装备制造方面, 虽然这些年有了很大提高, 但总体而言自主创新能力还不强。为此, 需要强化研发环节, 大力开展共性技术的研究和开发, 增强其竞争力, 从而达到优化核电产业链的目标。从整个产业来说, 增值最大的节点往往是产业链上的研发环节, 这个环节对创新的要求更高, 特别是对核电装备制造业来说, 其军民两用的特点更是决定了其创新的难度。
3 基于产业共性技术的核电装备制造业发展路径分析
制造业的发展需要共性技术的支撑。为满足我国核电发展大潮的需要, 促进装备制造业的发展, 我们需要抓住振兴装备制造业的机遇, 选择适合我国国情和我国核电装备制造业的特点, 立足核电技术的发展现状, 寻求和提升核电装备制造业的发展路径。
3.1 破除体制障碍、加强共性技术研发
虽然世界上已不把核电作为新兴能源产业, 但在我国却可以称为新兴产业。中国核电起步不算迟, 但技术主要靠引进, 应用还处于起步阶段。作为新兴产业它的发展必然要求技术变革和制度创新, 同时, 一些有色金属、造船、化工等企业纷纷介入核电产业, 参与制造和配套体系, 现有的管理体制和运行机制已不适应核电产业蓬勃发展的要求, 这将促进核电产业在技术和体制上创新。共性技术的特点决定了政府必须在其研发过程中扮演重要角色, 特别是作为军民两用的核电装备制造业共性技术, 其研发更离不开政府的大力支持和积极引导, 通过制定相应的政策法规, 支持产业共性技术的研发, 积极促进核电产业市场化;通过对核电产业组织结构调整以适应电力管理体制改革和企业改革, 大力发展核电装备制造业共性技术, 促进我国核电产业的发展。
3.2 消化吸收创新、打造自主核电品牌
加强行业共性技术的研发, 归根结底是为了加强行业对于技术路径的控制能力, 只有摆脱了对于国外的技术路径之依赖, 并且形成了全部或部分自有知识产权的创新, 才是自主创新, 才能提高整个行业的竞争力。装备制造业也不例外, 目前, 随着我国核电建设规模由小批量建设向规模化、批量化发展阶段的转变, 以及自主设计、自产设备、自主建造、自主运营“四自方针”的贯彻落实、核电装备国产化进程的推进, 我国核电装备制造技术有了很大的提升。东方电气集团经过岭澳核电站的洗礼, 已能批量生产成套核岛主装备和常规岛装备。上海电气集团是国内目前唯一制造核电堆内构件和控制棒驱动机构的企业, 并将形成具有承制成套百万千瓦级压水堆的核岛主设备 (压力容器、蒸发器、稳压器等) 、170万千瓦三代压水堆常规岛半速机组和195万千瓦高温气冷堆压力壳、蒸发器等关键设备的能力。哈尔滨电站建设集团主要生产辅助设备, 包括常规岛主辅机、核岛主装备、主泵和阀门。一重以核电大型锻件研发和核压力容器制造为核心, 可以提供百万千瓦级核压力容器、主泵壳和核蒸发器。二重已具备制造三代核电铸锻件的能力。
但在消化吸收创新方面还做得远远不够, 为此, 需要发挥我国在核电制造方面的优势, 加快吸收创新, 打造世界级核装备制造基地, 扶持和打造中国核电自主品牌, 在满足我国核电建设需要的同时, 在未来, 随着全球核电市场的复苏, 也可能与其他电站设备、输配电设备一样, 在国外拿到更多更丰硕的订单, 也让中国的核电装备制造成为高质量高安全保障的代名词。
3.3 搭建合作平台、协作研发共性技术
美国波士顿咨询公司 (Boston Consulting Group) 驻中国香港高级顾问Thomas Hout教授认为:中国要想改善和更好地提高自主创新能力和产业竞争力, 根据国际经验, 需要有四个方面的确保:一是搭建一个包括科学家、工程师、风险投资家、知识产权律师等密集且互动的“合作平台”;二是确立让科学家能够分享科研成果转化 (包括国家支持的科研成果转化) 而成立的新创企业的利润的制度;三是创新主体必须是大型企业 (他认为大型企业最具创新能力) 或集中于一个技术密集企业群中的创新企业群;四是强大的资金流将这些要素编织成一个创新网络, 并处理好它们之间的相互利益和互动机制。这同样也适用于核电装备制造业创新方面, 在核电装备制造业产业链条中上、下游企业之间的生产经营过程中形成正式的合同关系网络或者准正式的合作关系网络, 同时, 加强企业与政府、研究机构等行为主体之间的合作和联系, 构建核电产业创新发展网络。
通过这个平台也可加强与民企的合作。未来由于清洁能源产业特别是核电产业的迅猛发展, 全球核电装备设备制造厂商都呈现供货能力严重饱和的局面, 这一方面要求我国必须实现技术自主化、装备国产化, 达到自主设计、自主制造、自主建造、自主运营, 但是我国国内核电装备企业也面临核电站上马速度与自身装备制造供应能力不协调的问题。另一方面, 也为我国民营企业提供了进入核电产业的绝佳机会。经过30多年的改革开放, 我国一些民营企业的技术和制造能力得到了很大的提升, 已有一批民营核能企业崛起, 有能力加入“我国核电建设的大潮”, 在核电建设、装备制造、安装调试、核电设计研发等方面参与核电产业的发展。这既可以解决目前我国核电装备制造能力的不足, 满足核电发展的需要;也可借机推动民营核能企业的发展, 完善和提升核电装备制造业产业链, 打造中国的核电产业链。当然, 由于核电产业既姓核也姓电, 核电产业既是一种高科技产业, 也是我国在新形势下保持核能力的战略性产业, 核电涉及敏感的核技术, 必须进行核安全管理, 把握好保密与开放的关系, 在共享中保密, 在开放中保密。
参考文献
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大型核电主管道制造技术的发展 篇5
关键词：机械制造,整体锻造,核电主管道,技术发展,综述
1 引言
核电站主管道(图1)是连接反应堆压力容器和蒸汽发生器的大型厚壁管道,是核电蒸汽供应系统输出堆芯热能的“大动脉”,是核电站的核一级关键部件之一。我国引进的美国西屋公司的AP1000第三代核电技术,由于其设计寿命提高到60年,核电站安全性能指标也大幅度提升,主管道要求采用整体锻造方法制造,接管嘴要求与主管一体锻造而成,而且整根管道(包括弯管部分)不允许有环焊缝,其冶炼、浇铸、锻造、深孔加工、弯管等工艺都存在较大困难[1]。国外也无现成的制造技术,而是与我国在同期进行研制。因此,研究和掌握核电主管道整体成形制造核心技术、实现国产化是亟待解决的问题。
2 主管道材料的发展
2.1 主管道服役条件和失效方式
核电运行过程中主管道内承载高温、高压、高流速以及含有放射性物质的水介质,表1[2]、2[3]为AP1000反应堆冷却剂系统参数以及压水堆一回路系统典型的水质标准。在这种工作环境下,主管道失效主要形式是应力腐蚀破裂。上世纪70年代美国核能管理委员会曾进行过一次普查,调查了45座轻水堆总共16600个管子焊接接头,发现66起应力腐蚀裂纹[4]。分析核电主管道产生应力腐蚀破裂的主要原因有以下三点:
1)材料组织敏化。
不锈钢在500℃~900℃(热处理或者焊接)的条件下,容易在晶界上发生Cr23C6型碳化物的析出反应,从而引起不锈钢晶界的贫铬现象,也即敏化。而不锈钢的耐蚀性主要是因为铬促进了钢的钝化并使钢保持稳定的钝态。所以,不锈钢组织的敏化使不锈钢的耐蚀性特别是耐晶间腐蚀性能下降。
(2)腐蚀介质侵蚀。
对应力腐蚀破裂影响最大的外部因素是溶解氧和氯离子。如图2[3]所示为影响304不锈钢在350℃、900h条件下产生应力腐蚀破裂的溶解氧及氯离子的临界浓度。虽然一回路系统冷却水已充分除氧,且都用高纯水,其氯离子含量也很少。但是经过中子或射线辐照后也会分解出氧,且在管道的某些部位,氯化物有时会发生浓集,这种局部浓集的氯化物足以使结构材料发生破损性腐蚀[5]。
(3)拉应力作用。
在具备前两个条件之后,主管道在焊接残余应力或外加应力的作用下,会在几乎完全不发生塑性变形的情况下发生脆性破裂。
以上分析可知,核电主管道要能够耐高温、耐高压以及耐腐蚀,主管道材料应该具有较高的抗腐蚀性和较高的强度水平,为了保证现场安装,还要求具有良好的焊接性能。美国西屋公司对AP1000主管道力学性能要求如表3[6]所示。
2.2 主管道材料的开发
世界上已投入运行和正在建造的压水堆核电站,绝大部分采用300系列的奥氏体不锈钢作为主管道材料。欧洲和美国早期的一部分主管道设计中,曾以低合金钢管为基,再在管内堆焊不锈钢。
20世纪70年代法国针对压水堆主管道的工况条件,对能够用于主管道的三种奥氏体不锈钢进行了深入研究[7]。第一种为稳定化型奥氏体不锈钢,如前苏联用的09X18H10T钢,对应美国ASTM标准为321钢[8],西德用X6Cr Ni Nb18-10钢(347),它们是在18-8型奥氏体不锈钢(1Cr18Ni9)中,加入了Ti或Nb,提高了不锈钢的耐晶间腐蚀性能,但其焊接性能不好,而且因有Ti或Nb的加入,生产难度较大,加之Ti N、Nb N夹杂将会对后期弯管加工产生不利影响。第二种为标准型的304和316型奥氏体不锈钢,分别相当于我国的0Cr18Ni9和0Cr17Ni12Mo2钢,304钢是在1Cr18Ni9基础上降低了含碳量,316钢加入了2%的Mo,但它们在480℃~820℃之间长期停留,仍有碳化物沿晶界析出的“敏化”倾向[9]。第三类为超低碳型奥氏体不锈钢304L、316L,相当于我国00Cr19Ni10和00Cr17Ni14Mo2钢,即在原来的钢种上继续降低碳含量,使得两种钢的耐晶间腐蚀、焊接性能、加工性能均很优异,但最大的不足是强度水平低,不能满足核规程要求[10~13]。
法国于20世纪70年代中期研制出一种控氮奥氏体不锈钢,在RCC-M标准中为Z2CND18-12,强度水平有很大提高。美国的GE公司也开发了304NG和316NG(Nuclear Grade),整个研究工作于1982年完成。Z2CND18-12的研究技术思路与316NG一致,但钢中的碳、氮含量有些差别。另外,在316L中加入氮,于是316LN(00Cr17Ni13Mo2N)被发展起来。由于氮的加入,显著地提高了钢的强度,同时仍保持较高的塑韧性水平。316LN为AP1000主管道用钢,化学成分见表4[8]。
除了奥氏体不锈钢,法国离心铸造钢管用材料为含少量铁素体(12%~20%)的奥氏体—铁素体双相不锈钢Z3CN20-09M[14]。
3 主管道成形制造技术的发展
在世界范围内,核电站主管道采用的制造技术各有不同。早期的沸水堆主管道采用不锈钢板冷压成形后再焊接的钢管,但1974年美国沸水堆管道在焊缝热影响区发现首例晶间应力腐蚀断裂,随后累计事故达百例以上,为此,这种方法目前已基本停用。
早期的压水堆主管道,除少数用低合金钢管内部堆焊不锈钢的双层管外,其余大都采用无缝钢管制造,如表5[15]所示。但是采用无缝钢管的主要问题是长度受限,导致焊缝数量增多,从而增加了在役检查工作量;另外由于主管道的直径和壁厚大,制造无缝钢管需要特种挤压设备。因此,为了解决这些问题,法国发展了铸造主管道,采用离心铸造技术可以制造出较长的直管,用砂型铸造制造弯头,然后对直管和弯头进行焊接[16]。
我国小型压水堆主管道采用0Cr18Ni11Ti不锈钢锻造,大型压水堆则采用核电站引进国(法国、俄罗斯)的成熟经验。目前,我国大量采用的是法国的离心铸管技术,主要材质是Z3CN20-09M,如秦山二期核电站、大亚湾核电站等,使用寿命为40年。
综上所述,迄今为止,核电主管道的制造技术最主要有三种:低合金钢分段锻造→内层堆焊不锈钢→焊接成形;不锈钢分段锻造→加工→焊接成形;不锈钢分段铸造(直管段采用离心铸造)→加工→焊接成形。无论采取哪种制造方法,其大体思路都是分段焊接成形,即无法减少环焊缝的数量。而不锈钢在焊接过程中会不可避免地出现组织敏化区域,致使焊接部分常常发生应力腐蚀破裂[17]。因此,如果将以上三种方法作为AP1000核电机组的主管道制造方法,很难达到使用寿命60年的要求。所以,AP1000主管道采用了完全不同于以往制造方法的整体制造技术。这样主管道本身不存在焊缝,达到直管、弯管以及接管嘴一体化。
4 主管道整体成形制造技术的研究现状
核电主管道的整体成形制造,在世界范围内还未见报道。美国西屋公司委托意大利IBF公司进行AP1000主管道的研制,但IBF公司对该产品的研制情况进行封锁。国内,针对主管道的研制,一重、二重和渤海重工团队等企业采取的工艺路线细节虽有不同,但总的工艺路线大致为冶炼、铸锭、锻造、机加工、弯制和热处理。另外吉林中意核管道制造有限公司采取和IBF公司合作的方式进行主管道的研制工作,由IBF公司提供直管锻件,吉林中意进行管坯的弯制工作。
4.1 冶炼与铸锭
早期的不锈钢冶炼方法主要是电弧炉返回吹氧法,尽管氧化期可以将碳含量降至极低的水平,可是由于吹氧时间长、温度高,会造成耐火材料损伤大,以及最后精炼时又会碰到电极增碳的困难,因此,要冶炼[C]≤0.03%的超低碳不锈钢还是相当困难的[18]。直至20世纪60年代,德国Witten公司Edel钢厂和美国联合碳化物公司分别开发了VOD(真空吹氧脱碳法)和AOD(氩—氧稀释气体脱碳法)不锈钢精炼工艺,从而开辟了不锈钢冶炼的新纪元,这是当今世界上普遍使用的不锈钢精炼工艺[19]。
国外大型不锈钢锭的生产技术已经十分成熟。意大利台尔尼厂曾生产304型不锈钢钢锭重达140t;日本制钢所室兰工厂采用347型不锈钢140t钢锭生产了圆饼形锻件;法国克鲁索厂曾生产304L型不锈钢钢锭重量为72.6t[20]。在大型不锈钢冶炼和铸锭技术上,国内与国外有较大的差距。不过通过主管道科研攻关,促进了国内大型超纯净奥氏体不锈钢电渣锭技术的发展,国内,2007年以前,电渣锭技术最大为45t,现在可以达到150t[21]。
AP1000主管道成品重约9t,其锻造钢锭一般超过70t。目前国内主要采用两种工艺路线,一种为“电弧炉+VOD+真空浇铸”;另一种为“电弧炉+AOD+电渣重熔”。一重和二重采用了第一种工艺,而渤船重工团队和上海重工采用了第二种工艺。对于电渣重熔工艺,渤船重工团队和上重均克服了重熔时增碳的问题,成功研发了超低碳不锈钢的重熔工艺,并各自形成了独立知识产权。以渤船重工团队为例,在冶炼自耗电极时将碳控制在0.01%~0.013%,电渣重熔后,电渣锭碳含量基本保持不变[22]。
4.2 锻造与弯制
锻造工艺的主要作用是,产品外观初步成形,锻合内部孔隙性缺陷,防止内部萌生新裂纹,破坏铸态组织,细化晶粒、均匀组织。三代核电技术对主管道的晶粒度要求比较高,既要细,又要均匀。其锻造工艺有以下特点:(1)加热规范要求严格。奥氏体不锈钢在低温区热导率仅为普通钢的1/3,加热时内外温差产生的温度应力容易造成毛坯开裂。(2)锻造温度范围窄。始锻温度过高时,铁素体量增多,塑性下降,而且会有晶粒粗化倾向;终锻温度过低时,在700℃~900℃区间有σ相((Fe Ni)2(Cr Mo)3)析出,塑性下降。一般奥氏体不锈钢始锻温度为1150℃~1180℃,终锻温度为850℃~900℃。(3)材料变形抗力大。奥氏体不锈钢的变形抗力大约是碳钢的1.5倍[23~25]。(4)主管道形状复杂。实心轴坯上有两个凸台。
国内,渤船重工和二重等企业制定的锻造工艺方案大体相同,为镦粗—拔长—分料—整圆。锻造工艺的关键是有效地解决锻造过程中的“混晶”问题,使晶粒细匀化;在钢锭镦粗、拔长等压实阶段,有效地控制裂纹尤其是表面裂纹的产生[26]。
大型锻件锻造质量的提高关键是应采用特别有效的锻造工艺方法,而金属材料的动态再结晶机制及其模型的研究则是锻造工艺设计的重要依据。自上世纪70年代以来,国内外大锻件生产厂家不断研究开发了一些新的锻造方法。如FM锻造法(不对称平砧锻造法)、WHF锻造法(宽砧大压下量锻造法)、JTS锻造法(中心压实锻造法)等,并已成功应用于生产[27]。与此同时,以加拿大的Mc Queen和英国的Sellars为代表的各国学者通过对金属热加工状态下的软化和再结晶机制及其理论模型进行深入研究后,建立了多种金属材料的动态再结晶、静态再结晶模型和晶粒长大模型,从数学解析角度给出了锻造过程中原始晶粒度、温度和应变速率等工艺参数对产品最终晶粒结构的影响关系[28~30]。因此,研究316LN塑性变形时的微观组织的演化和锻造工艺的关系将是提高锻件质量的重要手段。国内太原科技大学在这方面已进行了初步的研究[31]。
钢管的弯制可以采用冷弯和热弯工艺。AP1000主管道热段管弯制角度为56.4°(图3),弯制过程中由于两整体管嘴对金属流动的阻碍,会导致弯制后主管道内外表面的凹凸缺陷,意大利IBF公司进行AP1000主管道模拟件热弯时曾出现这样的问题。冷弯技术难点在于如何控制裂纹以及弯制后的回弹。国内企业多次进行试验,结果显示只要锻件的整体塑性伸长率大于45%,就具备冷弯条件。热弯最主要的问题是管坯在加热的过程中,晶粒就会变得粗大,从而对主管道的强度和力学性能产生影响。国内在316LN钢组织研究的基础上,提出了可控热弯技术。
4.3 热处理
奥氏体不锈钢特性是在加热和冷却时不发生相变,不能通过热处理来达到强化的目的。316LN奥氏体不锈钢的热处理方法主要是固溶处理,即让钢中的碳化物及其他化合物充分溶入奥氏体,然后快速冷却到室温,从而获得单相奥氏体组织。固溶处理的目的是提高奥氏体不锈钢的耐蚀性和抗高温氧化性。奥氏体不锈钢固溶处理有以下特点:(1)在加热前必须将不锈钢零件表面清洗干净。加热过程中应防止钢的表面增碳,增碳会降低不锈钢的耐晶间腐蚀性。(2)在中性或弱氧化气氛中加热。加热过程中要防止钢的表面氧化,如果条件允许,最好采用真空炉加热。(3)加热速度要缓慢。奥氏体不锈钢在低温时的热导率较低,升到高温后(700℃~800℃)热导率才有所提高,如果加热速度过快,加热时内外温差产生的温度应力容易造成零件开裂,对于大锻件零件要预热到700℃~800℃,保温一定时间,再快速升温。(4)固溶处理的温度一般为1050℃~1100℃。温度过低,碳化物溶解不充分;温度过高,铁素体会析出且晶粒会长大。(5)加热保温后应在水中快速冷却。奥氏体不锈钢的碳化物固溶后再析出的温度为550℃~850℃,保温后应快速冷却到室温,从而获得单相奥氏体组织[32]。
5 结语与研究展望
国内企业对主管道整体成形有了一定的经验,也具备一定的生产能力,但在主管道锻造过程中的晶粒细化、裂纹产生及预防;冷弯过程中的裂纹预防、回弹控制;热弯过程中的晶粒长大等方面,还有许多问题尚待进一步研究。因此,针对AP1000主管道整体锻造成形,建议从以下三方面进行深入研究。
(1)316LN材料性能的研究:
通过热力学模拟实验,研究其动态再结晶行为和晶粒细化规律,研究其常温和高温锻造裂纹形成规律,建立预防锻造裂纹产生的预测模型。
2)锻造工艺方法的研究:
通过数值模拟和物理模拟方法,对拔长镦粗工艺、以及凸台的成形过程进行模拟,研究锻造过程材料流动规律和组织均匀、细化规律,获取合理的锻造工艺参数。
(3)管坯弯制工艺的研究:
核电站机械模块制造设计要求探究 篇6
模块广泛应用在核电站中, 模块化设计可以提高核电站施工质量, 因为模块是在工厂制造, 其制造环境是可控的, 比电厂施工现场更能保证质量。模块制造与其它施工图平行进行, 可以减少施工时间。本文分析了机械模块制造的要点, 并提出了具体的设计要求, 以保证机械模块的制造成品符合规范和现场安装的要求。
二、机械模块定义
机械模块包括安装在一般结构框架上的泵、热交换器、风机、空调单元以及过滤器等设备, 并且还包括使这些设备互相连接的管道、阀门、仪表、电缆及支撑等。机械模块设计时, 应使这些物项易于以一个单元的方式排列, 且可预先组装后再安装到电站的相应位置。工艺系统的设计不包含在模块设计内, 但是模块设计是工艺系统设计必要的一部分。机械模块的设计除了要满足模块本身的功能、受力等要求, 还应满足制造和现场组装的一般要求, 以及模块的吊装、维护和运输的要求。
三、机械模块的公差和精度控制
由于机械模块是在现场与其它模块或结构组装、拼接, 所以为保证现场的施工质量, 需要严格控制机械模块的公差和精度, 在满足规范要求的同时, 为了控制成本, 可按照以下要求进行。
(一) 模块的制造公差按照下列规范文件和相关条款的要求。
1. 对于平面图内标明的安全相关模块。
按照ANSI/AISC N690-1994《核设施安全相关钢结构的设计、制造、安装规范》要求:
—Q1.23节 (制造)
—Q1.25节 (安装)
2. 对于平面图内标明的非安全相关模块。按照AWS D1.1-2000《钢结构焊接规范》要求:
—5.22节 (焊缝 (连接) 尺寸的公差)
—5.23节 (焊接结构构件的尺寸公差)
3. 对于平面图内标明的非安全相关模块。按照AWS D1.6-1999《不锈钢结构焊接规范》要求:
—5.22节 (焊缝 (连接) 尺寸的公差)
—5.23节 (焊接结构构件的尺寸公差)
(二) 线性的尺寸连续标注时, 公差仅用于总尺寸, 不针对每个单独的尺寸。
(三) 为方便在装配过程中控制各个模块的尺寸精度, 详
图上的加强板及其它连接板、型钢等应用激光标记、等离子体标记或打孔标记来标识其位置。
(四) 为使最终装配尺寸在公差范围内, 制造时应对模块框架构件的设计和切割尺寸留有额外余量。
(五) 所有模块的宽度和长度尺寸都是实际尺寸 (设计尺寸) , 并作为详图中的参考尺寸 (REF.
) 。这些尺寸不考虑与邻近的框架构件连接到整个结构框架时的焊接连接准备和焊接允许收缩量。
(六) 螺栓孔的公差可以参考ANSI/AISC N690-1994中结构连接用ASTM A325或A490螺栓的RCSC规范。
火焰切割表面需磨平。
(七) 结构施工图中需标明模块的最终安装位置。
四、机械模块选用材料的要求
材料的选用是机械模块制造要求的重要内容之一, 模块内涉及工艺、通风、电仪、结构等专业的物项, 机械模块所用材料除了满足结构强度要求外, 还应考虑其它专业对材料的要求。一是所有型材应为ASTM A36碳钢 (CS) 。二是支撑用螺栓和其它螺栓主要选用ASTM A325或ASTM A490中的紧固件, 对于直径小于1/2in的螺栓也可以选择ASTM A307中的紧固件。三是不允许使用铝、锌、锡、铅、汞、钴、400系列不锈钢和其它低熔点材料。四是制造过程中用到的所有支撑条都由供货商按照要求提供和安装。五是在整个制造、装配和安装过程中, 所有材料和消耗品都需做可追溯性记录。六是格栅采用焊接型式并进行镀锌, 19-W-4网格的支撑条为1 1/2”x 1/8”, 交叉条为1/4”。金属条遵守下列规范:ANSI/NAAMM MBG 531-00《美国国家建筑金属制造协会, 金属条格栅手册》和ANSI/NAAMM MBG 532-00《美国国家建筑金属制造协会, 重型金属条格栅手册》。七是所有管道的配套法兰都应是双开口 (孔板) 的。八是花纹钢板采用ASTM A786“轧制钢板”式样3要求的ASTM A36材料。
五、机械模块机械加工和成形
机械模块制造时需保证切割过程不会产生硬化热影响区, 尤其是对不能进行焊后热处理的碳钢和低合金钢。对需进行热切割的材料, 热切割过程中的预热和层间温度应与该材料焊接程序中的规定一致。机械模块内不允许使用热弯。
六、机械模块焊接总体要求
焊接是机械模块组装的主要方法, 焊接程序、焊接材料的选取等直接影响到机械模块的质量, 必须保证机械模块焊接满足规范要求。一是对包含ASME第III卷管道的机械模块, 其所有模块框架结构的焊接和无损检验应满足ANSI/AISC N690 1994《核设施安全相关钢结构的设计、制作和安装规范》。二是对不包含ASME第III卷管道的机械模块, 其所有模块框架结构的焊接和无损检验应满足AWS D1.1-2000《钢结构焊接规范》或AWS D1.6-1999《不锈钢结构焊接规范》。三是管道的焊接和无损检验应根据管道的分级。四是对于管道支架的焊接和无损检验应满足ASME III 1, 2和3级和ASME B31.1中关于管道支架/仪表管道支架的制造和安装技术要求。五是焊接工艺规程 (WPS) 和焊接工艺评定报告 (PQR) 应采用AWS D1.1-2000《钢结构焊接规范》或AWS D1.6-1999《不锈钢结构焊接规范》中推荐的格式编写。六是焊接文档记录程序需包括所有焊缝的标识、焊接工艺、焊材标识、施焊焊工或焊接操作工、焊接工艺评定报告、焊接记录单。七是为便于制造过程中的吊装、运输和装配, 可以在结构构件上焊接临时性附件。焊接临时性附件应避免异种金属相焊。八是在切除任何临时性附件之前, 应根据AWS D1.1-2000和AWS D1.6-1999标识附件周围区域, 以便在切割后能准确定位和检查该区域。
七、机械模块试验
为检查机械模块部件的强度和密封性, 需要进行试验, 按下列要求进行。一是机械模块内的管件和组件应带有连接部件以便进行水压试验。二是在ASME第III卷中规定, 模块内的安全1、2、3级管道和组件应进行强度和密封试验 (S&T) , 试验压力为1.25倍的设计压力, 持续时间为10分钟。三是在ASME B31.1中规定, 模块内的管道等级的第三个字母为D、E或其它的管件和组件应进行强度和密封试验 (S&T) , 试验压力为1.5倍设计压力, 持续时间为10分钟。四是屏蔽泵和其它带有密封的机械设备, 密封性能在超压的时候有可能失效, 应小心操作。这类设备在试验过程中应隔离且排空。五是水压试验前, 应对起吊装置、设备底座、阀门、机械接头、垫片、插塞、适配器、O形环和螺纹连接件进行目视检查。六是对于输送气态流体的系统, 用氮气或其它非腐蚀性的惰性气体进行试验, 用惰性的、无残渣的肥皂溶液进行泄漏检查。
八、结语
机械模块是核电站重要的模块之一, 因其包含的物项种类多, 并且在工厂制造、现场组装, 所以对模块制造的要求较高, 本文结合规范和各工种的要求, 分析了机械模块加工制造的要点, 并给出了机械模块制造设计要求, 可为模块加工制造厂提供一定的指导。
摘要：核电站机械模块数量大、种类多、现场组装要求精度高, 为保证和控制机械模块的制造质量, 本文分析了机械模块加工、制造的要点, 包括机械模块的公差和精度控制、实验、机械加工和成形, 以及材料和焊接等内容, 给出了机械模块制造设计要求。
关键词：核电站,机械模块,制造设计
参考文献
核电装备制造 篇7
榜单中这方面的代表人物是潍柴控股集团有限公司董事长谭旭光和北方重工集团有限公司董事长、总经理耿洪臣。2012年, 潍柴牵手意大利豪华游艇制造商法拉第、重组德国凯傲集团, 由此搭建起“五大业务板块”及“五大核心技术”的新格局。北方重工则收购了全球知名盾构机企业, 让国际巨头成为自己的分包商, 利用全球资源合纵连横, 向世界级目标迈进。
二是打破核心技术瓶颈成为装备制造企业发展的主攻方向。一批中国装备企业在通过技术突破、结构调整、产业升级的路径, 破解着装备制造业的痼疾顽症。随着国家政策的大力扶持, 企业的不懈努力, 我国在一些关键核心技术上已经取得了决定性突破。榜单中这方面的代表人物是山东常林机械集团股份有限公司总裁钟默和中高控股集团有限公司董事长施庆哲。
三是把握新兴产业发展机遇成为装备制造业转型升级的新增长点。我国面对全球竞争加剧, 环境资源约束日趋严峻和高级人才短缺等挑战, 必须从战略的高度重视以发展高端装备制造业来推动整个装备制造业的振兴, 更有效地为各领域新兴产业提供装备和服务的保障。在国家的大力支持下, 新兴产业蓬勃发展, 其中的高端装备和节能环保设备取得突破性进展。榜单中这方面的代表人物是沈阳新松机器人自动化股份有限公司总裁曲道奎、湖南华曙高科技有限责任公司总裁许小曙、广东科达机电股份有限公司董事长边程。
作为世界范围内3D打印技术的顶级专家之一, 许小曙毅然回国创业。经过两年半的艰苦研发, 2012年, 中国第一台激光烧结3D打印机在长沙下线, 使中国成为世界上第三个拥有此项技术的国家。他们自主研发的尼龙粉末材料, 打破了国外的垄断地位。
核电装备制造 篇8
北京机电研究所为中国一重集团设计制造的“开合式热处理装备”近日在用户现场顺利通过了厂方验收。开合式热处理装备由开合式热处理炉和开合式喷淬机床及其自动控制系统组成, 可以处理AP1000低压转子、常规岛电机转子、汽轮机高压和低压转子等大型核电转子, 是核电转子加工、制造过程中的关键设备。
开合式热处理炉和喷淬机床均以立式旋转、对开方式打开与闭合。开合式炉中采用下支上扶机构, 且各机构按柔性化理念进行模拟与设计, 即通过调整下支和上扶机构, 开合炉就可用于多种尺寸、规格的转子加热。对于各段性能要求不同的汽轮机低压转子, 在开合炉内设计了特殊的隔离结构和控制方法, 通过两者的结合使用, 实现了在炉内不同高度范围内不同加热温度的精确控制, 从而确保低压转子各段性能满足使用要求。喷淬机床可实现喷水、喷风、喷雾三种淬火冷却功能, 且自上而下喷出介质的流量、压力、方向均可按工艺要求方便调整, 完全满足转子两端与中间因结构不同而需淬火介质量不同的要求。
核电装备制造 篇9
1 根本原因分析的目的和基本原则
1.1 定义。
直接原因:直接导致事件发生的原因, 直接跟事件有关, 是事件问题的答案。间接原因:是导致事件发生的原因, 但它自己不能单独使事件发生。根本原因:存在于导致事件发生的众多基本原因之中, 通常位于较深的层次, 需通过一定的逻辑关系分析才能确定。根本原因分析 (RCA) :通过一定的方法, 确定导致事件发生的根本原因并在此基础上展开有针对性的纠正和预防行动, 从而达到防止事件重复发生的一系列活动。不符合项:物项或程序的缺陷而使质量变得不可接受或不能确定。
1.2 目的。
核电产品制造过程中根本原因分析的目的是通过对问题或事件的分析, 查找出造成问题或事件的根本原因, 确定了根本原因后, 针对根本原因制定有效的纠正措施, 并通过措施的实施, 从根本上消除不符合项产生的真正原因, 从而防止事件重发。如果事件调查不能找出和确定事件产生的根本原因, 那么就不能采取有效的纠正措施, 同样事件仍然会重复发生。
1.3 基本原则。
核电产品制造过程中根本原因分析采用的是三不放过原则:a.不查清根本原因不放过;当发生不符合项的情况后, 质量部门要立即组织相关人员, 对不符合项进行根本原因分析, 未找到根本原因分析的不符合项不能进行关闭。b.不查清责任不放过;对不符合项进行根本原因分析后, 要从人机料法环等方面查清责任, 要对责任者进行教育和培训, 使责任者吸取经验教训, 同时相关的人员也要进行经验反馈, 防止类似不符合项的重复发生。c.不落实纠正措施不放过;要对产生不符合项的根本原因采取纠正措施, 未实施纠正措施的不符合项不能关闭, 同时要确保纠正措施实施的有效性。
2 根本原因分析的重要性
在我公司核电生产制造过程中, 始终把产品的质量放在首位, 因为核电产品的质量不仅仅关系到我公司的信誉, 更是能够影响国家和人民生命财产安全的大事。所以我公司在建立完善的质量保证体系保证核电产品质量的同时, 更注重对已发生不符合项的根本原因分析。只有通过对不符合项的根本原因分析, 才能更好的完善核电产品质量保证体系。例如:2008年国家核安全监管部门在审查福清项目某机组蒸汽发生器管板文件时, 发现锻件粗加工取样图中试料的取样位置与采购规程不符。此不符合项发生后, 我公司立即暂停相同管板的一切工作, 并通过调查分析, 确定了问题的根本原因, 由于我公司工艺人员对上游技术文件中管板一次侧与二次侧的区别不了解, 造成管板取样方向错误。针对此根本原因我公司制定了纠正措施, 防止了其他管板发生类似问题。所以, 根本原因分析的重要性在于它可以由点到面, 通过一个事件, 发现质保体系运行中存在的共性问题;通过对该事件进行的纠正措施, 避免类似问题的重复发生。
3 根本原因分析的应用
3.1 分析的流程
根本原因分析要严格按照下述流程进行操作: (1) 定义不符合项; (2) 对不符合项进行调查; (3) 分析调查结果; (4) 确定根本原因; (5) 制定纠正预防措施; (6) 完成最终报告。
3.2 方法及工具概述
3.3 质保体系运行中存在的不符合项。
核电产品制造过程中, 由于人为因素、机械设备错误、原材料的缺陷、加工方法或工艺和工作环境等原因, 造成产品的质量或程序的错误是不可避免的, 因此我公司针对核电产品编制了不符合项处理程序。任何人在核电产品制造过程中认为物项存在不符合程序的要求时, 均可通报专责检查人员, 由专责检查人员进行检查并识别物项是否满足质量要求;公司质量保证部门人员按要求定期或不定期对从事核电产品制造的部门进行检查, 以便验证其执行程序是否有违反规定的情形。一旦物项或程序不符合要求时, 专责检查人员或质量部门人员可以按要求开启不符合项处理单, 并按其影响质量的严重性及处理的复杂程度进行分类, 我公司将其分为三类, 分别是“一般不符合项”、“较大不符合项”和“重大不符合项”。
3.4 对质保体系运行中存在的不符合项进行调查并分析。
对于已开启的不符合项, 质量保证部门人员要根据其性质及严重程度判定是否对其进行根本原因分析。对于需要进行根本原因分析的不符合项, 需使用专门的方法或工具进行根本原因分析, 根本原因分析的方法或工具有“事件与原因因素表法”、“5WHY方法”、“故障树法”、“屏障法”、“变化分析”和“鱼骨图”。我公司最常使用的方法是“故障树法”。“故障树法”在系统可靠性分析、安全性分析和风险评价中具有重要的作用和地位, 既可用于定性分析又可定量分析。在对不符合项发生过程进行调查后, 通过“故障树法”分析出不符合项发生的直接原因和间接原因, 最终分析出造成不符合项的根本原因。“故障树法”分析应按如下步骤: (1) 成立调查小组, 调查小组人员应由具有一定专业知识及工作经验的人员组成, 一般人数为4-6人。 (2) 收集资料, 收集与不符合项有关的证据或资料, 资料获取的越快调查工作越有保障。 (3) 调查访谈, 对不符合项发生的当事人或相关人员进行调查, 做好详实的记录。 (4) 创建时间链, 时间链即造成不符合项发生各因素的时间顺序。 (5) 建造故障树, 通过时间链的逻辑关系及调查的资料画出故障树。 (6) 找出根本原因, 由调查小组的人员共同对故障树进行分析, 找出不符合项的根本原因。
3.5 对根本原因制定纠正预防措施。
对于造成不符合项的根本原因, 应立即制定纠正预防措施, 防止对质量造成更大的影响, 避免类似问题的再次发生, 完善核电产品制造的质量保证体系。纠正预防措施制定应遵守以下原则: (1) 目的明确, 切实针对不符合项产生的根本原因; (2) 措施应具体、可操作、易于实施; (3) 有明确的完成时间要求; (4) 应“举一反三”, 防患于未然; (5) 明确实施的责任部门、跟踪与验证部门。纠正预防措施执行后, 调查小组人员应对其进行跟踪验证。验证其是否按计划逐项执行。执行后是否产生了新的不符合项和风险。并针对措施的实施效果提出验证意见。当采取的纠正措施有效时, 应当相应地对管理流程和体系文件做出永久性的更改, 如将改进的内容写入程序文件、作业指导书等。当采取的纠正措施无效时, 应重新分析原因, 制定新的纠正措施, 直至纠正措施有效。
3.6 根本原因分析报告。
根本原因分析结束后, 调查小组人员要及时整理资料, 编制根本原因分析报告。报告不仅是该不符合项的处理情况的总结, 也是为后续工作提供了指导及借鉴作用。报告关闭后应及时发送给相关领导及各部门人员学习。报告应包括以下内容: (1) 报告的名称、编号、编审批情况; (2) 不符合项的级别及事件描述; (3) 调查小组人员情况; (4) 收集资料和人员访谈记录; (5) 根本原因分析内容; (6) 纠正预防措施的执行及验证情况。
4根本原因分析的效果