【摘 要】
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安全壳是防止放射性物质泄漏的最后一道屏障,除了抵御外部人为破坏和自然灾害外,还应执行外部撞击事件的防护等功能。目前,在役、在建或计划建设的各种堆型的核电机组,均设置有安全壳,主要执行防止放射性物质泄漏的功能,而防止外部撞击和在非人为干预情况下输出事故工况下的反应堆堆芯热量的功能,大部分核电机组的安全壳均不具备。AP1000非能动压水堆安全壳的设计可有效满足上述极端恶劣工况下的要求。AP1000钢制
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安全壳是防止放射性物质泄漏的最后一道屏障,除了抵御外部人为破坏和自然灾害外,还应执行外部撞击事件的防护等功能。目前,在役、在建或计划建设的各种堆型的核电机组,均设置有安全壳,主要执行防止放射性物质泄漏的功能,而防止外部撞击和在非人为干预情况下输出事故工况下的反应堆堆芯热量的功能,大部分核电机组的安全壳均不具备。AP1000非能动压水堆安全壳的设计可有效满足上述极端恶劣工况下的要求。AP1000钢制安全壳是由安萨尔多公司设计、执行ASME标准、应用新材料建造的一种新型安全壳。本论文根据2001版2002增补的ASME B&PVC规范第III卷NE分卷,结合AP1000钢制安全壳的建造施工技术实践,从材料、壳体施工、闸门及贯穿件安装、气压试验等方面进行了系统性的分析和归纳,为我国钢制安全壳的建造工艺提供技术参考,为我国后续同类电站钢制安全壳的建造技术提供良好的借鉴。（1）在钢制安全壳材料成形过程中,需要确保材料在热成形工艺、焊接工艺、热处理工艺后,其仍具有较好的冲击韧性。钢制安全壳本体主要由板材通过成形工艺加工而成。在车间预制时,椭球形封头区板材首先在炉内加热至550℃-600℃范围内,再通过大型液压机和模具一次性轧制成形;筒体区板材,可在180℃-200℃范围内,辊轧成形。（2）对于壳体施工,需要确保其现场安装完成后满足ASME B&PVC第III卷NE分卷各类形位公差的要求。将轧制成形的板材加工至设计尺寸时,除了封头区的由2块板组成的第1圈外,其他的封头区的每一圈以及筒体区的每一圈,均应留一块板作为现场组装的调整板;每一块板材的坡口加工,不能按照平板对接焊缝的形式进行坡口加工,而应根据每一块板边缘的弧形曲率情况来加工坡口,防止焊接完成后在焊缝处形成扁平状的不连续曲率突变。（3）至于闸门及贯穿件施工,在闸门现场施工前,需要在筒体上进行实物模拟并进行开孔。设备闸门的开孔需考虑闸门插入板状态、筒体安装后的偏差、开孔后应力释放导致的变形等因素,不能仅通过模拟计算进行放线、开孔,最好是通过实物在地面进行放样划线、临时加固等辅助措施进行开孔,尽可能减少开孔尺寸误差,为插入板组对焊接创造条件。对于交叉施工较多的贯穿件,应与其他专业进行沟通,制定详细的施工逻辑。（4）在气压试验过程中,确保安全壳的结构完整性,并通过整体泄漏率试验确保安全壳能有效执行放射性物质包容的安全功能
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