EPR容器法兰接管段制造技术研究

EPR压力容器中接管段部件采用新的设计方案,将容器法兰与接管段合二为一,同时将进出口接管的部分作为一个整体环一体锻造在接管段壳体上。通过对冶炼、铸锭工艺、锻造工艺以及热处理工艺的研究,同时对现有设备及辅具进行必要改造,使制造过程保证了锻件具备良好的强度、塑性和低温韧性等综合指标。

反应堆压力容器接管段三维弹塑性应力分析

反应堆压力容器在正常运行、事故、水压试验等工况下承受包括自重、压力、热膨胀、地震和管道载荷等复杂载荷。由于接管段几何不连续性,容易产生应力集中而发生破坏,是压力容器结构分析的关键部位。目前,反应堆压力容器应力分析研究主要采用线弹性分析方法。由于载荷的复杂性以及几何不连续,材料可能会发生塑性行为。在某些极端工况下,采用线弹性计算结果进行应力评定可能无法满足规范要求,这可能由于线弹性分析的过保守造成的,而弹塑性分析能够得到更接近实际的结果。采用反应堆压力容器材料的真实应力—应变曲线作为输入,并采用了ANSYS的多线性随动强化模型模拟压力容器材料真实本构,建立压力容器接管段的三维有限元模型,对压力容器接管段进行弹塑性应力分析。研究得到了压力容器接管段在内压载荷下的应力分布规律,塑性区域随载荷增大的扩展规律、压力容器最终失效的塑性极限载荷,为压力容器设计提供理论依据。

模块化反应堆压力容器带管嘴筒体法兰接管段整体锻造成形方法

通过数值模拟和实际生产试验,确定了反应堆压力容器筒体法兰接管段整体锻造成形工艺,开展了工艺分析和试制研究。结果表明,锻件几何尺寸、锻件力学性能满足要求。

核电压力容器接管段一体化锻造成形技术

利用理论计算及数值模拟对核电压力容器接管段结构进行分析,总结同类产品的锻造成形经验,设计出带接管的压力容器接管段一体化锻造成形方法,在保证产品质量,提高整台压力容器一体化率的同时,节约制造成本,提高生产效率。

厚壁SA508C1.3钢接管段锻件的热处理

核反应堆压力容器用接管段锻件的材质为ASME标准中的SA508C1．3钢，取样部位的壁厚为364mm，技术要求高。在调质热处理时，淬火温度选为850-930℃，并强力、快速冷却。最终获得了满意的性能。

类排孔的密集接管段的极限载荷分析

为了验证某换热器密集接管段的强度是否满足要求,本文应用ANSYS有限元软件,建立了三维有限元模型,采用理想弹—塑性材料本构模型,对该结构进行了详细的极限载荷分析,研究得到了该结构最终失效的极限载荷值,并根据JB4732-1995的评定条件对该结构进行了优化设计。

AP1000接管段检测不合格原因分析

材质为SA-508 Gr.3Cl.1的核反应堆压力容器锻件AP1000容器法兰接管段,经锻后正回火处理,在超声检测时发现多处严重超标缺陷。利用扫描电子显微镜、能谱仪、图像分析仪等检测手段进行取样分析,对试样进行低倍断口观察、金相组织检验,利用SEM和EDS对断口的微观形貌和成分进行进一步的分析,结合锻造工艺,确认缺陷性质为白点。其形成原因是由于生产过程中控氢不严使得钢中含有大量氢并发生聚积,在内应力作用下形成裂纹,最终导致检验不合格。通过改善工艺条件,达到消除白点提高产品质量的目的。

接管马鞍形自动焊焊接工艺方案

核反应堆压力容器的接管和接管段之间的焊缝是马鞍形曲线,为此焊缝的焊接研究出接管马鞍形埋弧自动焊接工艺,成功地实现了这一焊接,为我公司生产核压力设备做出了贡献。

方圆段钣金展开的AutoLisp编程方法

应用Auto CAD软件建立天方地圆展开的几何模型在工程应用中较为常见,详述了天方地圆展开的数学模型,并在数学模型基础上应用Auto Lisp语言进行编程,从而实现方圆段钣金展开的计算机参数化绘图,在提高效率的同时,又提高了方圆段展开的精度。

给排水计量管理系统在首钢京唐钢铁公司的应用

实现了对分厂、区域级排水流量的单独测量及数据上传汇总,填补了国内钢铁企业在这一领域技术上与管理上的空白。本文详述了京唐公司排水计量系统的建设思路、特点、实现方式。