[摘 要]AP1000核电技术是我国从美国西屋公司引进的第三代核电技术，也是当前世界上技术最先进、安全性能最高的压水堆非能动核电技术；百万千瓦级、两环路、无过渡段设计的主管道连接着反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵和蒸汽发生器等关键设备，被称作核电站的“主动脉”。该设备是AP1000核电技术装备自主化依托项目中，唯一没有引进国外技术的国产化核心主设备，转嫁和加剧了安装风险，为消除和减小现场主管道的安装风险，确保主管道保质保量的顺利进行，本文主要阐述了三门AP1000主管道冷段壁厚超差产生的原因。
　　[关键词]AP1000主管道；反应堆压力容器；蒸汽发生器；
　　中图分类号：TL353.11 文献标识码：A 文章编号：1009-914X（2018）07-0093-01
　　1.前言
　　AP1000反应堆冷却剂系统由两个热交换环路（A、B环路）组成，每个环路主要由一台蒸汽发生器，两台反应堆冷却泵，一根主管道热段，两跟主管道冷段构成。核反应堆的冷却剂由反应堆冷却剂泵驱动，通过冷段输出管道输送到反应堆压力容器，流经反应堆压力容器内部冷却堆芯，被加热的水通过反应堆压力容器排出接管和主管道热段输送到蒸汽发生器，再由反应堆冷却剂泵驱动经冷段重返反应堆压力容器，从而完成一个循环。
　　AP1000主管道每个环路由两根冷管段和一根热管段组成，冷热管道都采用整体锻造工艺，主管道材质为316LN不锈钢，主管道热段规格为：φ952.5×82.55mm、长度4.81m、重9.2T；冷段管段规格为：φ688.85×65mm、长度6.84m、重量为6.79T。
　　2.主设备激光测量数据采集
　　2.1.反应堆压力容器筒体管嘴数据
　　反应堆压力容器筒体管嘴尺寸是根据三门现场实测数据，具体建模数据见表1：压力容器管嘴数据（表中带下划线数据与理论值有偏差）
　　2.2.主管道数据
　　主管道建模是根据三门现场实测数据建立，具体的尺寸数据见表2（表中带下划线数据与理论值有偏差）。
　　2.3.蒸汽发生器及主泵管嘴尺寸
　　蒸汽发生器及主泵管嘴尺寸，是根据CNF与PCI在DOOSAN重工车间实测确认的数据，具体的尺寸数据见表3。
　　2.4.模拟组对的基本原则
　　（1）以实测安装好的压力容器筒体及冷、热段管嘴实测数据、蒸汽发生器/主泵本体的实测数据、主管道实测数据、预装的垂直支撑安装位置及上部标高实测数据；
　　（2）建模过程中，以实现主管道两端与反应堆压力容器、蒸汽发生器/主泵管嘴中心对中的中心偏差≤0.3mm；并满足主管道安装、焊接技术条件及方案要求的组对错边量不大于0.8mm，组对间隙不大于2mm，为基本前提。
　　3.壁厚计算
　　测得的主管道外形、内外径、壁厚等数据，对应压力容器、蒸汽发生器冷段管嘴实测内径数据，对主管道A環安装进行分析计算，主管道A环壁厚情况如下
　　根据表4中组对数据切除压力容器端余量后（内镗孔未镗），冷段A端部、1T深度位置、2T深度位置的壁厚及内径其数据见表4。
　　根据上述内径及壁厚测量、拟合及切割长度，按照设计图纸APP-PL01-VW-001的坡口形式，进行分析计算，得出坡口加工后压力容器端壁厚数据。
　　4.结论
　　4.1.主管道管口中心线与SG和RV设备管嘴中心线可以实现对中，能实现主管道两端管口中心在水平方向和高度方向的设计尺寸；
　　4.2.主管道冷段A加工后最小壁厚出现在270°位置2T深度处为51.57mm；
　　参考文献
　　[1] 激光跟踪测量系统张博彭军（1.北京航空航天大学，北京100083；2.中国一航北京长城计量测试技术研究所，北京100095）[中图分类号]TN249；TH741.1[文章编号]1002-6061（2006）04-0005-02.