核电站冷却剂主管道奥氏体-铁素体双相不锈钢铸件铁素体含量检测方法研究与实践

核电站冷却剂主管道奥氏体-铁素体双相不锈钢铸件中铁素体含量对主管道的使用性能具有重要影响,因此,铁素体含量的检测具有重要意义。本文以主管道90°弯管铸件为例,介绍了铁素体含量检测的各种试验方法,阐明了各种方法的检测原理、检测时机和具体步骤,简要分析了不同检测方法所检测结果的差异和原因,指出了各种方法的适用范围。

百万千瓦级核电站AP1000锻造主管道的制造工艺及质量控制

主管道是连接核岛反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵、稳压器和蒸汽发生器的关键设备,被称作核电站的"主动脉",是压水堆核电站核岛主设备之一。介绍了AP1000锻造主管道制造的主要关键工艺,包括钢锭的冶炼、管坯的整体锻造、管道的煨弯成型、热处理及最终机加工,并描述了主管道制造过程中的质量控制。

LBB在AP1000技术中的应用

压水堆核电厂的设计基准事故定义为主管道双端断裂,这一假设过于保守.管道的失效方式往往是先出现破口而后再泄漏,即所谓的先漏后破(Leak Before Break,简称LBB),而不是双端断裂.LBB准则是防止核电厂压力管道发生灾难性破裂事故的重要评定准则.本文介绍了LBB评定技术在国外的发展情况和意义,阐述了LBB在AP1000核电厂中的应用情况及LBB评价的理论基础.

核电站主管道离心铸造直管的质量控制研究

以百万千瓦级核电站冷却剂主管道离心29″直管铸件的监督实践为例,针对其离心铸造的特点,分析在铸造过程中关键工序的特点和质量控制过程中应注意的问题。

核电站主管道铸造弯头监造实践

以百万千瓦级核电站冷却剂主管道90°弯头铸件的监造实践为例,针对大件铸造的特点,分析在监造过程中应注意的问题,以及如何通过对铸造弯头进行事前及过程的质量控制。获得了满足设计要求的合格产品。

核电厂反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力分析

综述了现有的反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力的测试结果和残余应力选取的实践经验。对于反应堆压力容器环焊缝,残余应力沿壁厚呈余弦分布,其最大值可取为60MPa。对于主管道对接环焊缝,最大残余应力区域通常位于在焊缝中心线且靠近管道外表面,而运行过程中的缺陷常出现在内表面区域,在进行安全性评价时焊缝最大残余应力可取为100MPa。

第三代核电主管道的制造技术

介绍了国内外核电主管道制造技术的发展;指出目前国内制造第三代核电主管道的方法是采用实心电渣重熔坯锻造,再通过机加工掏空方式成型主管道的内孔;针对主管道制造传统工艺存在材料利用率低、生产周期长以及质量不稳定等特点,探讨了工艺改进的方向。分析认为:以离心铸造空心锭或电渣重熔空心锭为坯料的空心锻造工艺将最终替代目前的实心锻造工艺。

CPR1000核电站核岛主管道预制焊接变形研究及应用

针对CPR1000核电站核岛主管道用厚壁不锈钢核岛主管道预制焊接中的焊接变形问题,采用理论分析与模拟试验相结合的研究方法,系统地研究了核电站核岛主管道预制焊接不同装配结构的焊接变形特点,确立了主管道预制焊接的反变形措施,保证了主管道预制焊接质量。

CNP650型压水堆主管道手工焊接工艺评定

CNP650型压水堆的主管道作为反应堆压力容器堆芯冷却剂的通道,是连接反应堆压力容器、主泵和蒸汽发生器的大型厚壁承压管道。主管道焊接施工是核岛主设备安装的关键路径,是核电建设的重点与难点。焊接工艺评定所提供的数据与焊接经验,对确保主管道焊接施工一次成功,起着非常重要的作用。秦山核电二期扩建工程CNP650型核电站主管道手工焊接工艺评定从模拟现场焊接施工的条件、焊接过程管理、理化试验、焊接变形等方面进行控制,以获得符合技术规范对熔敷金属无损检测、理化性能的要求。焊接工艺评定过程控制为主管道焊接施工提供先决条件。

AP1000主管道安装关键技术

为保证AP1000反应堆冷却剂主管道的安装满足设计要求,对测量技术、主管道坡口加工及主管道焊接变形控制进行了研究。结果表明:激光测量能完全满足精度控制要求,坡口加工的进刀量不超过0. 25 mm/次,对主管道焊接变形可进行有效控制及跟踪。在上述研究的指导下,主管道安装完全满足设计要求。

AP1000冷却剂回路主管道流场分析

AP1000反应堆冷却剂系统设计中采用经典的流动阻力计算公式,计算了反应堆冷却剂回路主管道阻力。但由于主管道的管径非常大,而且管道内有热电偶测量元件、勺形件等部件,采用公式计算阻力可能误差较大。另外,由于主管道上带有ADS第四级接管嘴、稳压器波动管接管嘴等大口径管嘴,引起的流场不稳定性对热段弯管流量计的精度有影响。因此,需要对主管道内的整体流场进行研究,从而较精确计算主管道阻力,并为主管道结构设计提供依据。文章采用三维CFD软件Fluent分析AP1000主管道内的流场,获得了比较准确的主管道阻力计算结果,并验证了热段弯管流量计布置位置的合理性。

压水堆一回路管道的铸造工艺及其国产化

工艺评定表明,1000MW压水堆核电厂(CPR1000)原选用的主管道铸件Z3CN20-09M(法国牌号)不锈钢的化学成分符合RCC-M采购技术规范,但力学性能并不能完全满足压水堆核岛机械设备设计和建造规范(RCC-M)的要求。本文从金属学角度分析了Z3CN20-09M不锈钢抗蚀性特点和力学性能强化机理,确立了主管道铸件冶炼化学成份的内控标准,使CPR1000核电厂核岛主管道铸件(以下简称主管道铸件)的工艺评定在保持抗蚀性和可焊性特点前提下,各项力学性能指标均满足RCC-M标准,且有较大的裕度,离散度小,质量稳定,综合性能达到领先水平。

AP1000核电站主管道的窄间隙自动焊技术

核电站主管道是核反应堆冷却剂系统的主动脉,其焊接一直以来都是核电站安装工作的重中之重。AP1000堆型取消了主管道过渡段,相对之前的压水堆堆型,对焊接变形控制有更高的要求。同时新的管道设计对焊接作业的实施,也是新的课题。文中重点从AP1000核电站主管道母材、坡口形式、焊接材料选择、施工工序、窄间隙自动焊、焊接变形控制和焊接收缩量等方面对主管道窄间隙自动焊技术进行了介绍。最后,通过对实际变形数据进行分析,证实了此种焊接工艺和施工步骤的合理性。

核电站反应堆冷却剂系统主管道安装焊接

以秦山核电二期工程为例,论述了核电站反应堆冷却剂系统主管道安装焊接技术及质量控制要点,并对反应堆冷却剂系统主管道的安装顺序、安装技术要求、焊接质量检验方法以及焊接变形的控制等方面给予了详细的阐述,对核电站反应堆冷却剂系统主管道安装焊接及质量控制具有借鉴作用。

核主泵试验台三维设计

简述三维软件设计在某核电主泵试验台的应用。采用信息模型软件对试验台建模;采用管道应力分析软件验证热变形情况下的安全性;采用CFD软件模拟试验流场。

核主泵轴密封节流管标定技术

节流管降压的准确值直接决定核主泵机械密封的运行条件,若降压后的压力过高会使轴密封失效,将导致机械密封泄漏量增大,影响核主泵的安全运行。为了实现压降值的精确测量,本文通过对沿程损失公式进行推导得出Q/ΔP^(1/2)与Q/u×10~5的近似线性关系,并应用于节流管标定试验,标定结果完全满足规定温度和流量下的降压要求。通过与理论计算长度比较确定,由于节流管表面粗糙度不同,实际标定长度与理论长度存在长度差,表明节流管的理论设计必须经过试验验证才能应用于工程。

Loss of Coolant Experiments for the Test Nuclear Heating Reactor

A series of tests were completed for three types of loss of coolant accidents (LOCAs) (pipe break in the gas plenum. near the liquid level and submerged under water) in the test nuclear heating reactor (NHR). Experiments show that the three cases of LOCAs (loss of coolant accidents) have different patterns. In the case of a pipe break connected to the gas plenum, the quantity of water lost is independent of the diameter of the broken pipe. In the case of a pipe located near the liquid level. the quantity of water lost depends on the location of the pipe. In the case of a pipe break below the water level. all the water above the break will be discharged. The discharge patterns for all three cases are analyzed in detail.

核电站反应堆冷却剂系统波动管安装焊接技术

论述了核电站反应堆冷却剂系统波动管的安装、焊接技术,详细阐述了波动管安装前的方案、焊接工艺评定等的准备工作要求,安装工序和具体实施过程及要点,焊接技术要求和焊接参数控制,焊接质量检验方法以及焊接变形的控制等,并对波动管焊接工作的重点进行了经验总结和反馈,对后续核电站反应堆冷却剂系统波动管的安装焊接及质量控制具有借鉴作用。

核电厂反应堆冷却剂管道的计算流体力学稳态分析及仪表选型探讨

采用计算流体力学有限元方法,对核电厂压力容器和蒸汽发生器之间反应堆冷却剂管道进行了稳态分析,旨在模拟核电站正常工况下的反应堆冷却剂管道流体状态,为管道测量仪表的选型、设计和制造提供参考,为控制系统的架构提供数据支持。

核电厂主回路耦合分支管道的地震分析研究

核电厂反应堆主冷却剂回路连接众多的分支管道,根据分支管道连接的支撑系统,可分为直接和间接与主管道相连两大类。对于直接与主管道相连的分支管道,业界已建立较成熟的解耦准则,但对于间接与主管道连接的分支管道,解耦问题并未形成准则。为了获得主回路分析模型的边界条件,确保反应堆冷却剂回路抗震分析的准确性,进行蒸发器分支管标高和管径对主回路地震分析影响的评估,得到对实际工程有参考意义的结论,同时为其他间接与主管道相连的大型支管解耦论证提供参考,最终为此类支管解耦准则的确立打下基础。