基于在线监测的核电厂主管道评定技术及软件开发

研究了基于运行参数在线监测的主管道断裂评定方法,建立了由热电势测试材料冲击功、裂纹撕裂断裂韧度预测和在线含缺陷管道断裂评定的成套技术方案,开发了专用的主管道断裂评定软件,并验证了某工况下使用该软件的计算结果与原设计要求偏差小于3%。

核电厂一回路主管道铸造奥氏体不锈钢热老化管理现状与展望

在核电厂老化管理中,一回路主管道铸造奥氏体不锈钢母材与焊缝的结构完整性对于核电厂的安全运行至关重要。主管道在运行工况下面临热老化问题,需要采取有效的管理手段。本文综合介绍了目前主管道热老化问题的国际及国内工程管理现状,总结了主管道在实际管理过程中的难点与不足,结合无损检测手段和研究现状,提出了未来的关注方向。通过对母材和焊缝的热老化评估与检查实现有效管理,为核电厂主管道的安全服役提供有力支撑。

双基站空间定位与测量系统在主管道安装中的应用

针对百分表、直尺测距等传统主管道焊接变形量及趋势的监测方法对人员技能水平要求高、数据计算量大、存在反馈不及时等问题,开展了双基站空间定位与测量系统在主管道安装过程中动态监测应用研究。基于非接触、面阵式测量特点,能够通过多相机实现视场角范围内多个测量点一次测量,瞬时获取大量数据,具有测量效率高的技术优势。通过各主设备端管口及主管道模拟定位、测量系统现场布设及标定、监测基准选择、组对焊接过程监测等工艺流程的实施,实现了该系统在某核电项目主管道焊接全过程监测,能够较好地掌握管道位移变化情况。根据各管口监测数据分析,其累计收缩量在7.43~8.73 mm范围,满足提前预留7~9 mm安装调节控制余量的要求,验证了该系统在主管道安装组对过程中能够提供精准的数据支持,在质量控制和工效提升方面具有一定的应用价值。

核电厂主管道窄间隙焊缝射线检验疑似线性缺陷分析

为探究核电厂主管道窄间隙焊缝射线检验出现的疑似线性缺陷的产生机理,采用扫描电镜、原子探针等方法分析了存在疑似线性缺陷的焊缝微观组织与显微硬度,讨论了显微组织中的微细孔隙形成原因,并采用孔隙率表征了微细孔隙分布。研究表明,疑似线性缺陷不是真正的焊接缺陷,存在疑似线性缺陷的焊缝组织均由奥氏体与δ铁素体构成,不同区域的δ铁素体含量基本相同,存在疑似线性缺陷的焊缝的孔隙率为0.06%,高于无疑似线性缺陷区域的0.03%。显微组织中微细孔隙率的差异是导致疑似线性缺陷产生的主要原因,但孔隙率的差异不影响焊缝的显微硬度分布。该研究为类似射线检验出现的疑似线性缺陷提供了评判新思路。

华龙一号主管道电渣锭成分偏析控制

华龙一号核电主管道采用X2CrNiMo 18.12(控氮)超低碳奥氏体不锈钢制造,该钢种碳含量低,铬、镍含量高且范围窄,尤其是N含量控制难度大,对质量要求苛刻;同时主管道锭型达到百吨级,易产生成分偏析,通过对大型主管道电渣锭成分偏析的分析与研究,阐述了大型单相电渣锭成分均匀性的控制方法,并取得了良好的效果。

压水堆核电厂一回路主管道在线断裂评价技术精度验证

压水堆核电站一回路主管道是核安全一级部件,其长寿期服役安全性能是影响核电站寿命的一个关键因素。由于一回路主管道尺寸大、制造等级高,现有的实验研究数据多是考虑内压、弯曲等单一机械载荷,尚未考虑载荷组合和热瞬态的复杂载荷,工程评价中仍需基于有限元(FE)的数值仿真方法。在大型FE软件基础上开发获得一款基于瞬态监测的在线断裂评价软件,通过与日本核能安全组织安全标准委员会公开的一回路主管道实验数据进行对比,验证所开发软件算法的适用性。分析结果表明,基于FE数值仿真方法预测的管道载荷-位移数据与实验数据最大偏差为8.2%;由于断裂时裂纹前沿明显变形,基于FE计算的断裂参量与实验偏差较大(极限条件时偏差达到30%左右);但在综合考虑管道塑性垮塌失效模式的影响后,可将与实验结果的偏差降低至6.8%。综上所述,认为所开发软件中的FE算法是可靠的,能够满足工程评价的技术需求。

压水堆一回路主管道热老化现象研究现状

压水堆核电站一回路主管道材料最初为低合金管,经过不断发展,到如今二代核电站使用的双相不锈钢以及第三代核电站使用的316LN奥氏体不锈钢。这两个钢种都具有优异的力学性能、耐腐蚀性能以及抗辐照性能。但是长期在280~320℃下服役,双相不锈钢中的铁素体相会发生调幅分解,生成富Cr的α′相、富Fe的α相以及富Ni和Si的析出相G相;316LN在长期服役后在晶界附近位错塞积与杂质原子偏聚,并导致材料的晶间腐蚀敏感性增加。本文综述了目前两种材料的热老化性能研究现状,为二代核电站的延寿以及第三代核电站一回路主管道热老化研究方向提供参考。

核电站一回路主管道直接测温方案研究

针对核电站一回路冷却剂温度测量,国内二代核电站中均采用了旁路管线测温方案,即在主管道上引入测温旁路管线。该方案已不能适应三代核电机组的要求。在三代核电设计中,取消了旁路管线设计,采用在主管道上直接测温的方式。针对测点布置、温度计数量等进行了分析优化,并针对一回路热管段的热分层效应,创新性地提出了测温搅混管嘴的设计。该设计能有效减少热管段热分层对测量准确度的影响。通过主管道内冷却剂流场和温度场的流体力学分析,得到优化后的一回路主管道直接测温方案。核电机组的实际运行结果表明,该方案能够准确、有效地测量一回路冷却剂温度,从而保障核电机组的安全、稳定运行。

“华龙一号”主管道窄间隙自动焊焊接缺陷控制及预防措施

主管道焊接质量直接影响到核电厂整体建造质量水平和核安全性,预防焊接缺陷产生的关键是控制主管道的焊接质量。通过分析影响主管道窄间隙自动焊焊接缺陷产生的影响因素,制订针对性的措施,结合“华龙一号”海外和国内项目部焊接产生的缺陷,开展原因分析和经验反馈,制订出相应的预防措施,降低主管道窄间隙自动焊焊接缺陷发生的概率,对后续“华龙一号”机组的主管道焊接工作能够起到一定的参考和借鉴作用。

专项主管道重量精确控制工艺方法研究

专项主管道由奥氏体不锈钢整体弯制成形,弯制后实际内孔形状及位置存在偏差,传统主管道轻量化加工方法加工形状偏差较大锻件时精度不高,局部壁厚较厚,锻件重量不合格。通过分析锻件壁厚偏差数据及位置,采用多点控制方法构建精准的三维模型,经与轻量化加工模型的重量比较后,进行减重加工,实现锻件重量精确控制。

核电主管道制造工艺难点分析及典型质量案例处理

基于核电主管道的技术要求及结构特点,对其制造工艺难点进行讨论。分析结果表明,工艺优化可以显著改善主管道成形过程中锻造裂纹及晶粒度均匀性、尺寸精度、固溶处理变形等制造难点,保证制造质量。针对主管道制造过程中出现的重大不符合项典型质量案例进行经验反馈,提出监督措施,为后续主管道的监造工作提供参考。

核电主管道轻量化智能加工技术研究

针对小直径核电主管道弯曲弧段开展轻量化加工、数字化建模和智能化编程等技术研究,达到壁厚均匀、重量精准、快速出产的目的,实现主管道轻量化智能加工制造,提升使用性能,延长使用寿命。

核电主管道弯头仿形加工工艺研究

针对核电主管道弯头弯制后弯曲半径与理论值存在偏差、内孔存在椭圆度,外形加工困难等问题,提出一种流线拟合仿形加工工艺方法。该方法利用机床和超声波测厚仪进行测量,使用NX软件高阶拟合构建三维模型并编制数控程序进行数控加工,加工效率提升近一倍,大幅缩短人工打磨时间,加工核电主管道弯头壁厚均匀、外形光顺、质量稳定、生产效率高。

核电站一回路主管道铸造奥氏体不锈钢热老化研究现状与展望

从热老化机理、研究方法、取得的成果等方面综述了半个多世纪以来国内外关于压水堆核电站一回路主管道铸造奥氏体不锈钢热老化研究的状况,分析了目前热老化研究中存在的不足,在此基础上提出了今后一回路主管道铸造奥氏体不锈钢热老化研究的方向。

核电主管道用钢316LN高温变形性能研究

通过热力学模拟实验,研究了316LN钢在900～1200℃、应变速率为0.01～1s-1变形条件下的高温变形性能,得到了其在大型锻造件生产条件下的流动应力曲线。通过对实验数据进行多元线性拟合,建立了316LN钢的动态再结晶模型。通过变形试样淬火后显微组织的研究分析,验证了所建立模型的正确性。比较了动态再结晶对电渣重熔钢锭和真空浇铸钢锭晶粒细化效果的差异,从而初步确定了316LN钢合理的锻造工艺区间。

AP1000核电站主管道焊接变形与残余应力研究

与"二代加"核电站相比,AP1000核电站主管道首次采用TP316LN控氮奥氏体不锈钢的整体锻造技术。本文通过主管道试件焊接变形与残余应力测试,为主管道安装设计提供技术支持。试验表明,主管道在焊接过程中焊接变形主要集中于焊接的初始阶段,焊接1/4厚度时,变形量为4 mm左右,焊接完成后,焊缝收缩量高达6 mm。盲孔法测试结果表明,主管道焊接残余应力主要集中于热影响区,轴向应力略高于环向应力,高达245 MPa。

核电厂主管道手工焊与自动焊工艺对比分析

以M310核电机组主管道Z3CN20-09M奥氏体不锈钢为试验对象,研究手工焊与脉冲TIG自动焊在焊接收缩量、焊接接头组织、力学性能等方面的差异。研究结果表明,脉冲TIG自动焊焊接收缩量较小,焊缝组织分布更均匀,晶粒尺寸更细小,焊缝的强度、塑韧性和抗变形能力更优异。

国产压水堆核电站机组主管道疲劳裂纹扩展特性实验研究

在室温条件下,对国产压水堆核电站主管道母材及其TIG接头试样进行疲劳裂纹扩展试验,并采用光学显微镜观测裂纹扩展路径,结合扫描电镜观察试样断口微观形貌。试验结果显示TIG接头的裂纹扩展速率高于母材,基于简化的四参数全范围Forman模型可以表征主管道母材与焊材全范围的疲劳裂纹扩展规律。疲劳裂纹在奥氏体与铁素体相内主要呈穿晶扩展,但在部分区域裂纹沿?/?或?/?相界产生分支。

压水堆核电站主管道材料的低周疲劳行为研究

对压水堆核电站主管道材料Z3CN20.09M进行室温与350℃低周疲劳性能试验,得到材料循环变形规律和寿命演化模型。结果表明,主管道材料表现为先强化后软化的循环特性,但强化的程度取决于温度和应变幅;当应变幅较大时,高温疲劳断裂寿命高于室温疲劳断裂寿命,但随着应变幅的降低,二者的疲劳断裂寿命差别逐渐减小。常温与350℃高温疲劳断口的分析表明,Z3CN20.09M钢低周疲劳裂纹呈凸形扩展,并伴随有疲劳辉纹出现。

显微硬度法分析核电站主管道热老化趋势

使用显微维氏硬度计和冲击试验机研究了核电站主管道材料Z3CN20.09M在400℃加速热老化10 000h前后的力学性能变化。结果表明,热老化导致试验材料的冲击吸收能下降;构成试验材料的铁素体相的显微维氏硬度上升,奥氏体相的显微维氏硬度基本保持不变。通过研究材料组织特征,剖析显微硬度与冲击韧性的关系,探索将显微硬度测试方法作为核电站主管道材料热老化趋势预测方法的可能性。