AP1000核岛在役检查全套技术装备自主研发

成果基本信息
关键词：	AP1000在役检查;全套技术装备;自主研发
成果类别：		技术成熟度：
体现形式（基础理论类）：		体现形式（应用技术类）：	无
成果登记号：	EK2018E120180000971	资源采集日期：	2019-04-15

研究情况
单位名称：	中核集团核动力运行研究所	技术水平：
评价证书号：	中核科鉴字[2017]第232号	评价单位：	中国核工业集团公司
评价日期：	2017.11.20	评价证书号：	中核科鉴字[2017]第232号

转化情况
转让范围：		推广形式：	无
已转让企业数（个）：	0

联系方式
联系人（平台）：	玉女士	联系人（平台）电话：	0771-5885053
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成果简介
课题来源：中核集团优先发展关键技术项目【中核科发（2010）270号】　　项目背景：　　AP1000核电机组采用从美国西屋电气公司引进的第三代非能动双环路先进核电技术，可能成为我国未来核电建设的主要堆型之一。相比国内已有的M310和WWER等堆型，AP1000机组在核岛布局、系统组成、关键设备结构、制造工艺等多方面存在显著差异。如新增了包含非能动余热导出热交换器、堆芯补水箱等设备的非能动安全系统，反应堆压力容器、一体化顶盖、蒸汽发生器、主泵、主管道等关键设备的结构、布局及其制造工艺都具有显著差异，面对全新的AP1000核岛设计和在役检查要求，破解AP1000在役检查的难点和重点，亟需开发新的在役检查技术。　　性能指标：　　1）根据AP1000在役检查要求实际，开发全新的技术满足我国AP1000全球首堆示范工程在役检查需求；　　2）依托AP1000首堆示范工程，全面提升我国在役检查技术和装备水平，使之在工艺可靠性，装备性能、效率、安全性、稳定性等多方面达到或赶超世界先进水平，形成以装备自动化、声场仿真、实时成像、精细定量、智能控制为重要特征的新型核电在役检查技术。　　3）全盘梳理、考虑核电二代、三代机组在役检查方面的共性特征以及要求，开发既能用于AP1000三代核电机组，又兼容二代核电机组的的共性在役检查技术装备，全面提升我国二代机组的在役检查方法及装备水平。1）全面具备AP1000堆型关键部件自主化在役检查技术能力，核心技术为原创技术；　　2）形成了以装备自动化、声场仿真、实时成像、精细定量、智能控制为重要特征的新型核电在役检查技术，总体技术水平国际领先；　　3）核岛高辐照区的体积方法在役检查自动化实施率100%，全面覆盖了AP1000反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主泵、主管道、燃料组件等所有关键部件；　　4）整体技术的缺陷检出率及定量精度全面满足在役检查规范的能力验证要求；　　　　5）该成果全盘考虑核电二代、三代机组在役检查方面的共性特征以及要求，可兼容其它堆型机组的在役检查。成熟程度：技术成果已多次成功应用，为成熟技术；　　适用范围：适用于AP1000堆型核电机组役前及在役检查，以及部分二代核电机组的役前及在役检查；　　安全性：技术成果所涉及硬件产品均满足国家相关安全规定，无安全隐患。应用情况：　　1）总体应用　　此研究成果已在全球首堆的我国三门核电1#机组全面应用，现已完成三门核电2#机组和海阳核电2#机组的全面役前检查。在我国未来AP1000机组将得到全面推广应用。　　2）分项技术应用　　研究成果中多项应用技术，经适应性改进设计，其在役检查装备、智能控制系统等可应用于其它类型机组具有类似结构部件的核电机组的役前及在役检查。　　3）通用技术应用　　本项目所开发的超声、涡流检验平台，具有很强的通用性，经能力验证后即可大面积应用于其它类型机组在役检查的超声、涡流检验方法设计以及检验活动。　　技术限制：　　对于AP1000反应堆压力容器安注管焊缝超声检查技术、AP1000蒸汽发生器与主泵连接异种金属焊缝超声自动检查技术、AP1000反应堆压力容器顶盖仪表管异种金属焊缝超声检查技术、非能动余热导出热交换器涡流检验技术，为根据AP1000堆型特有结构而开发，仅适用于AP1000核电机组。其它技术经适应性改造可兼容二代机组的在役检查通用技术。2016年，《反应堆一回路关键设备检查技术开发及应用》，国防科工局，科技进步一等奖；　　2016年，《基于机器人技术的蒸汽发生器及控制棒束组件检查系统》，国防科工局，科技进步一等奖；　　2016年，《基于爬行机器人的蒸汽发生器传热管检查系统研制》，中核集团，二等奖；　　2016年，《AP1000蒸汽发生器与主泵连接焊缝超声自动检验系统研制与应用》，中核集团，二等奖；　　2016年，《反应堆控制棒束组件一体化检验体统研制》，中核集团，二等奖。　　2015年，《基于6轴机械手的反应堆压力容器超声检验三维控制系统》，核能行业协会，一等奖；　　2014年，《AP1000反应堆压力容器顶盖贯穿件检验系统研制》，中核集团，二等奖；　　2014年，《管道焊缝超声检验自动扫查装置研制及技术研究》，中核集团，三等奖；　　2014年，《核设施大直径承压设备焊缝检查系统研制》，核能行业协会，三等奖；　　2013年，《WWER反应堆压力容器超声检验技术研究》，中核集团，三等奖；　　2013年，《核级传热管涡流Bobbin探头研制》，中核集团，三等奖；　　2013年，《反应堆压力容器接管安全端超声检查装置研制》，中核集团，三等奖；　　2012年，《反应堆压力容器超声检验技术研究和验证》，中核集团二等奖。

成果名称：	AP1000核岛在役检查全套技术装备自主研发	关键词：	AP1000在役检查;全套技术装备;自主研发
成果类别：		一级分类名称：	装备制造
二级分类名称：	能源工业装备制造	三级分类名称：
研究起止时间：	2008.01 至2016.12	成果体现形式（应用技术类）：	无
成果属性：		成果体现形式（基础理论类）：
技术成熟度：		技术水平：
研究形式：		学科分类1：
单位名称：	中核集团核动力运行研究所	学科分类2：	490.50
中图分类号1：		所属高新技术类别：
中图分类号2：	TM623	课题来源：
应用行业：		课题立项名称：
国家科技计划子类别：		课题立项编号：	中核集团优先发展关键技术项目
经费实际投入额（万元）：	9000.00	评价单位：	中国核工业集团公司
评价形式：	无	应用状态：	无
评价日期：	2017.11.20	转让范围：
评价证书号：	中核科鉴字[2017]第232号	推荐单位：	科技厅成果处
推广形式：	无	成果登记号：	EK2018E120180000971
成果简介：	课题来源：中核集团优先发展关键技术项目【中核科发（2010）270号】　　项目背景：　　AP1000核电机组采用从美国西屋电气公司引进的第三代非能动双环路先进核电技术，可能成为我国未来核电建设的主要堆型之一。相比国内已有的M310和WWER等堆型，AP1000机组在核岛布局、系统组成、关键设备结构、制造工艺等多方面存在显著差异。如新增了包含非能动余热导出热交换器、堆芯补水箱等设备的非能动安全系统，反应堆压力容器、一体化顶盖、蒸汽发生器、主泵、主管道等关键设备的结构、布局及其制造工艺都具有显著差异，面对全新的AP1000核岛设计和在役检查要求，破解AP1000在役检查的难点和重点，亟需开发新的在役检查技术。　　性能指标：　　1）根据AP1000在役检查要求实际，开发全新的技术满足我国AP1000全球首堆示范工程在役检查需求；　　2）依托AP1000首堆示范工程，全面提升我国在役检查技术和装备水平，使之在工艺可靠性，装备性能、效率、安全性、稳定性等多方面达到或赶超世界先进水平，形成以装备自动化、声场仿真、实时成像、精细定量、智能控制为重要特征的新型核电在役检查技术。　　3）全盘梳理、考虑核电二代、三代机组在役检查方面的共性特征以及要求，开发既能用于AP1000三代核电机组，又兼容二代核电机组的的共性在役检查技术装备，全面提升我国二代机组的在役检查方法及装备水平。1）全面具备AP1000堆型关键部件自主化在役检查技术能力，核心技术为原创技术；　　2）形成了以装备自动化、声场仿真、实时成像、精细定量、智能控制为重要特征的新型核电在役检查技术，总体技术水平国际领先；　　3）核岛高辐照区的体积方法在役检查自动化实施率100%，全面覆盖了AP1000反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主泵、主管道、燃料组件等所有关键部件；　　4）整体技术的缺陷检出率及定量精度全面满足在役检查规范的能力验证要求；　　　　5）该成果全盘考虑核电二代、三代机组在役检查方面的共性特征以及要求，可兼容其它堆型机组的在役检查。成熟程度：技术成果已多次成功应用，为成熟技术；　　适用范围：适用于AP1000堆型核电机组役前及在役检查，以及部分二代核电机组的役前及在役检查；　　安全性：技术成果所涉及硬件产品均满足国家相关安全规定，无安全隐患。应用情况：　　1）总体应用　　此研究成果已在全球首堆的我国三门核电1#机组全面应用，现已完成三门核电2#机组和海阳核电2#机组的全面役前检查。在我国未来AP1000机组将得到全面推广应用。　　2）分项技术应用　　研究成果中多项应用技术，经适应性改进设计，其在役检查装备、智能控制系统等可应用于其它类型机组具有类似结构部件的核电机组的役前及在役检查。　　3）通用技术应用　　本项目所开发的超声、涡流检验平台，具有很强的通用性，经能力验证后即可大面积应用于其它类型机组在役检查的超声、涡流检验方法设计以及检验活动。　　技术限制：　　对于AP1000反应堆压力容器安注管焊缝超声检查技术、AP1000蒸汽发生器与主泵连接异种金属焊缝超声自动检查技术、AP1000反应堆压力容器顶盖仪表管异种金属焊缝超声检查技术、非能动余热导出热交换器涡流检验技术，为根据AP1000堆型特有结构而开发，仅适用于AP1000核电机组。其它技术经适应性改造可兼容二代机组的在役检查通用技术。2016年，《反应堆一回路关键设备检查技术开发及应用》，国防科工局，科技进步一等奖；　　2016年，《基于机器人技术的蒸汽发生器及控制棒束组件检查系统》，国防科工局，科技进步一等奖；　　2016年，《基于爬行机器人的蒸汽发生器传热管检查系统研制》，中核集团，二等奖；　　2016年，《AP1000蒸汽发生器与主泵连接焊缝超声自动检验系统研制与应用》，中核集团，二等奖；　　2016年，《反应堆控制棒束组件一体化检验体统研制》，中核集团，二等奖。　　2015年，《基于6轴机械手的反应堆压力容器超声检验三维控制系统》，核能行业协会，一等奖；　　2014年，《AP1000反应堆压力容器顶盖贯穿件检验系统研制》，中核集团，二等奖；　　2014年，《管道焊缝超声检验自动扫查装置研制及技术研究》，中核集团，三等奖；　　2014年，《核设施大直径承压设备焊缝检查系统研制》，核能行业协会，三等奖；　　2013年，《WWER反应堆压力容器超声检验技术研究》，中核集团，三等奖；　　2013年，《核级传热管涡流Bobbin探头研制》，中核集团，三等奖；　　2013年，《反应堆压力容器接管安全端超声检查装置研制》，中核集团，三等奖；　　2012年，《反应堆压力容器超声检验技术研究和验证》，中核集团二等奖。
联系人：	何虹	成果登记日期：	2018-04-26
联系人email：	hehong@rinpo.com	单位代码：	94200243
邮政编码222：	430223	联系人电话：	027-81735068
单位传真：	027-87801267;81735000	单位通讯地址：	湖北省武汉市东湖新技术开发区民族大道1021号
单位所在省市：		单位电话：	027-87801701;81735068
转让收入（万元）：	0	单位属性：
合作完成单位：	中核武汉核电运行技术股份有限公司	已转让企业数（个）：	0
成果发布年份：	2018	知识产权形式：
成果完成人：	张志义;蔡家藩;许远欢;周礼峰;廖述圣;聂勇;杨崇安;王俊涛;申国锋;官益豪;杨勇;朱性利;尹鹏;吴东栋;卢威	资源采集日期：	2019-04-15

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