连接反应堆一次冷却剂系统主要设备的管道,亦称主管道。反应堆至蒸汽发生器之间的管道称为热段,蒸汽发生器至主泵之间的称为过渡段,主泵至反应堆之间的称为冷段。主管道是包容反应堆冷却剂重要的压力边界,属于核安全一级、抗震I类设备。
主管道的功能是在主泵驱动下输送反应堆冷却剂,以形成反应堆和蒸汽发生器之间的强迫循环。在额定工况下主管道内冷却剂的平均流速必须小于18.3m/s,其结构材料、尺寸、几何形状的选择应有利于降低管道的腐蚀和侵蚀速率。主管道的内径一般在700~800mm范围内。有些核电厂的设计,主管道的热段、过渡段、冷段采用同一尺寸的内径;但比较多的核电厂,内径选用三种不同的尺寸,通常过渡段的尺寸*大,以改善主泵的吸入条件。
主管道由直管段、弯头和主管道上的接管组成。主管道的材料一般选用奥氏体不锈钢或锰钼镍低合金钢(内表面堆焊奥氏体不锈钢),直段主管道可采用锻造或离心浇铸法制造,弯头可用砂箱浇铸或两半焊制作。为减少主管道在现场的焊接和安装工作量,部分主管道部件之间焊接以及所有接管与主管道之间的焊接预先在车间内完成。
主管道双端剪切断裂引起的反应堆失水事故是假想的核电厂设计基准事故。若设计中应用“先漏后破”原则,可不必考虑管道破裂产生的动力效应,即不必设置防甩装置和喷射流冲击屏蔽。
序号 | 检测标准 | 检测对象 | 检测项目 | |
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1 | (美国)锅炉及压力容器规范:核动力装置设备在役检查规则 ASME XI(1989,1995,1998,2001,2004,2007,2010,2013,2015) IWA2222:液体渗透检验 | 辅助反应堆冷却剂管道 | 支撑与管道、支管、射线源可达孔堵头焊缝的液体渗透检验 | |
2 | (美国)锅炉及压力容器规范,核动力装置设备在役检查规则 ASME V(1989,1995,1998,2001,2004,2007,2010,2013,2015) 无损检测, Article 6:液体渗透检验 | 辅助反应堆冷却剂管道 | 支撑与管道、支管、射线源可达孔堵头焊缝的液体渗透检验 | |
3 | (法国)PWR核岛机械设备的设计和制造规则 RCC-M (1993,2000,2010) SectionⅢ, MC4000:液体渗透检验 | 辅助反应堆冷却剂管道 | 支撑与管道、支管、射线源可达孔堵头焊缝的液体渗透检验 | |
4 | (法国)PWR核岛机械部件在役检查规则 RSEM (1997,2007,2010) A4240:液体渗透检验 | 辅助反应堆冷却剂管道 | 支撑与管道、支管、射线源可达孔堵头焊缝的液体渗透检验 | |
5 | 核动力装置设备和管道的基体材料(半成品)焊接和堆焊的通用检验方法-毛细检验法 (俄罗斯)ΠHAЭГ-7-018-1989 | 辅助反应堆冷却剂管道 | 支撑与管道、支管、射线源可达孔堵头焊缝的液体渗透检验 | |
6 | 核电厂核岛机械设备无损检测 第4部分:渗透检测 | 辅助反应堆冷却剂管道 | 支撑与管道、支管、射线源可达孔堵头焊缝的液体渗透检验 | |
7 | 压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则 | 辅助反应堆冷却剂管道 | 支撑与管道、支管、射线源可达孔堵头焊缝的液体渗透检验 | |
8 | (美国)锅炉及压力容器规范:核动力装置设备在役检查规则 ASME XI(1989,1995,1998,2001,2004,2007,2010,2013,2015) IWA2210:目视检验 | 辅助反应堆冷却剂管道 | 焊缝及支撑件的目视检验 | |
9 | (美国)锅炉及压力容器规范:核动力装置设备在役检查规则 ASME V (1989,1995,1998,2001,2004,2007,2010,2013,2015) 无损检测 , Article 9:目视检验 | 辅助反应堆冷却剂管道 | 焊缝及支撑件的目视检验 |
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