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摘要：本文对AP1000堆型反应堆装堆工作进行描述，结合笔者在核电装堆工作的实际经验，着重分析相关的技术关键点以及在工作过程中可能存在的风险，通过分析并提出相应的预防措施以达到精益施工的要求，为后续大修期间装拆堆工作提供借鉴。
关键词：AP1000；装堆；堆内构件；风险
前言：
在目前我国核电行业大力发展的背景下，核电的安全性受到更高程度的关注，AP1000堆型核电站作为三代核电技术代表将引领着中国核电的发展，但目前在国际上对于AP1000堆型无成熟的运行、维修经验。
反应堆装堆工作属于核电站的核心工作，主要涉及到的设备有上部堆内构件、下部堆内构件等，均属于核电站中最核心的设备，也是核燃料的反应活性区，在大修期间也拥有着最高的剂量率。本文通过论述装堆工作内容，抓住关键风险质量控制点，优化工作步骤，合理安排人员，提高工作效率，保证安全质量。
1.反应堆装设备描述
反应堆装堆工作主要涉及到设备有：下部堆内构件、上部堆内构件、下部堆内构件主要为核燃料组件提供支撑的作用，并起到合理分配进入堆芯冷却剂流量作用，上部堆内构件主要为控制棒提供导向以及为堆芯仪表提供支撑。
2.反应堆装堆关键点
2.1控制区建立
反应堆的装堆过程中，对防异物要求非常高，需作为防异物高风险区进行管理，堆内构件、一体化顶盖吊装作业风险高，要严格控制该区域的人员，以此为背景建立作业控制区，通过人员控制以达到异物及安全作业控制。
2.2下部堆内构件吊装
关键点1：下部堆内构件从存放区域吊移至压力容器上方。
下部堆内构件通过堆内构件吊具吊装就位至反应堆压力容器内，将下部堆内构件从下部堆内构件存放区域吊出，其吊出高度应高于在通往压力容器吊装通道的最高点，即压力容器密封凸台的高度，经过高度计算得出，在堆内构件吊具导向套下表面高出堆内构件存放架池壁导向柱约1305mm时（此高度可使用激光测距仪进行测量），此时下部堆内构件最底部高出压力容器上表面200mm，记录此时环吊的高度示数H，缓慢将下部堆内构件移至压力容器上方，在此过程中，严格监控吊装路径是否通畅，是否存在干涉情况。
关键点2：下部堆内构件对中下落过程
下部堆内构件吊装至压力容器上方时，首先通过调整环吊大、小车位置进行对中，可参考环吊坐标（189.8，686.3），使用牵引绳旋转吊具将下部堆内构件旋转至0°方位朝向压力容器0°方位。下落下部堆内构件，在下降3854.6mm时，此时下部堆内构件辐照样品监督盒将进入压力容器中，应观察3个辐照样品监督盒与压力容器内壁的间隙，3个辐照样品监督盒分别位于下部堆内构件45°、135°和225°位置，在确定间隙均匀后再继续下落，辐照样品监督盒与压力容器内壁最小间隙为5.18mm。
继续下降下部堆内构件，以下部堆内构件下降的初始位置为基准点，当下部堆内构件下落6371.6mm时，此时吊具上导向套开始进入导向柱，观察导向套与导向柱的对中情况，导向柱与导向套总间隙为2mm，必要时轻微调整环吊，待导向套与导向柱对中后继续下落下部堆内构件，并实时监控环吊载荷示数变化，示数变化不能超过2000lb。
继续下降下部堆内构件，下落8872.2mm时，此时堆内构件热段管嘴下降至压力容器管嘴处，注意观察管嘴及DVI导流板间隙，热段管嘴间隙值约为2.16mm，DVI导流板间隙约为3.56mm，下落过程中监控环吊载荷示数变化，此时可通过导向柱与导向套的对中情况进行辅助监控，继续下降下部堆内构件直至就位至压力容器上。
2.3下部堆内构件就位关键数据统计
为便于清楚下部堆内构件在就位至压力容器过程中的各个关键位置，现统计各位置数据见下表，表中数据作为现场参考，且可用于现场异常情况的分析。
说明：（1）在堆内构件吊具与上部堆内构件连锁完成后，环吊高度示数记为H2。
3.总结
本文通过对装堆过程的描述，抓住装堆过程中的关键点进行分析，能够较有效的控制、规避工作中的风险点，以达到安全装堆的目的，本文分析的关键点亦可为后续各堆型的装堆工作提供技术参考，并为后续AP1000核电站大修提供参考。
参考文献
［1］山东核电AP1000堆内构件相关技术文件和图纸
［2］陈廷祥等.压水堆核电厂堆内构件安装及验收技术规程[Z] .北京：原子能出版社，2011
论文作者:王君峰,邸涛
论文发表刊物:《建筑学研究前沿》2018年第33期
论文发表时间:2019/3/7
标签：构件论文; 导向论文; 压力容器论文; 反应堆论文; 核电论文; 间隙论文; 工作论文; 《建筑学研究前沿》2018年第33期论文;