核电压力容器工装夹具动态特性分析

本文对一款核电压力容器新型工装夹具进行了参数化建模,利用有限元软件对工装夹具在加工过程中的模态频率和阵型,对模型进行解耦并施加车刀切削力载荷;最后,对响应结果进行分析。分析表明,动态特性分析对改善工装夹具结构强度具有指导意义。

核电压力容器封头锻件低温冲击不合格分析

通过观察分析冲击试样的断口和金相组织,认为核电压力容器封头锻件低温冲击性能不合格的主要原因是成分偏析,成分偏析导致淬透性差异,使性能热处理后出现组织不均匀,最终导致低温冲击性能不合格。

核电压力容器用SA-508-3-1钢的冶炼

针对核电压力容器用SA-508-3-1钢的组织与性能特点,分析出冶炼的难点,通过对冶炼工艺的深入研究,提出了采用EBT初炼—LF精炼—真空脱气—真空浇注的冶炼工艺方案,按该工艺方案成功冶炼浇注了核电SA-508-3-1钢锭。经过锻造及热处理等工序后,锻件性能达到核电压力容器锻件要求,并获得国家核安全局认证。

核电压力容器堆焊层超声波检测

本文主要介绍了作者在核电压力容器堆焊层超声检测的实际工作中的一些体会，探讨了探头的选择、扫查重复率等因素对检测的影响，并针对核电产品的特殊性和大面积堆焊层超声检测的特点，认为在提高检测人员的熟练度的基础上，责任心是保证产品质量的重中之重。

核电压力容器用厚钢板SA533B的组织及力学性能

研究了核电压力容器用钢SA533B显微组织的变化对其力学性能的影响,尤其对韧性的影响。显微分析结果表明,该钢板的组织主要为粒状贝氏体及少量多边形铁素体。通过对调质态(QT)和模拟焊后热处理(SPWHT)态SA533B钢板的常规力学性能、不同温度的夏比冲击韧性(KCV)及断裂韧度(KJC)的深入研究,结果表明SA533B厚钢板经SPWHT升高了韧脆转变温度,降低了冲击韧性及断裂韧度,但SPWHT对常规力学性能无显著的影响。扫描电镜及电子探针分析仪分析表明,经模拟焊后热处理SA533B板材组织中的析出相有不同程度长大且有钼的析出,板材的韧性降低与微观组织中的析出相和钼的析出密切相关。

核电产品耐蚀层缺陷的模拟补焊工艺研究

核电压力容器、蒸汽发生器、稳压器等核岛主设备内壁均采用堆焊不锈钢形式保证其耐腐蚀性。但在实际焊接中由于清理、焊接质量等问题出现缺陷返修，而大多缺陷集中出现在耐蚀层上。本文通过对核电压力容器堆焊层补焊情况进行介绍，并结合实际产品补焊工况制定合理补焊工艺。

SA508Gr.4N钢奥氏体晶粒长大行为研究

为研究保温温度和保温时间对SA508Gr.4N钢奥氏体晶粒长大行为的影响,利用光学显微镜和高温激光共聚焦显微镜研究了该钢在保温温度为900~1200℃,保温时间0~600 min条件下的晶粒长大行为。研究表明,随着保温温度的升高和保温时间的增加,奥氏体晶粒尺寸逐渐增加;在900~1000℃,由于部分AlN逐渐回溶,抑制晶粒长大的作用减弱,但相比AlN完全回溶的情况,部分晶粒长大速度相对缓慢,导致混晶现象。随着温度的进一步提高,AlN全部溶解,使得晶粒迅速长大,且晶粒较为均匀;晶界迁移是SA508Gr.4N钢奥氏体晶粒长大的主要机理。基于本文实验数据,采用Sellar-Anelli模型建立了SA508Gr.4N钢晶粒长大模型,通过实测值和预测值对比可以得出晶粒长大模型的决定系数(R2)和对称平均绝对百分比误差(SMAPE)分别为0.99和6.75%。

基于高通量热力学计算的SA508-3钢材料优化

核电压力容器作为核电站的重要部件,服役时面临高温、高压、腐蚀介质以及中子辐照等恶劣条件,需要很高的综合性能。为了提高其服役安全性及使用寿命,需要对核电压力容器材料进行优化。传统"试错法"研发周期长,研发投入大,难以符合迫切的研发要求。此次研究引入高通量计算方法,利用CALPHAD方法通过热力学计算研究SA508-3钢成分的优化。在研究过程中,利用Thermo-Calc软件计算相图,采用JMatPro进行冷却转变曲线的计算。结果表明,此方法实现了SA508-3钢的材料优化,可用于热力学角度材料优化。

浅谈核岛机电安装工程重大设备及安装方法

本文以江苏连云港田湾核电站核岛机电安装工程为例,介绍了核电站核反应堆厂房内重大设备压力容器,蒸汽发生器,主泵、主管道、稳压器、环吊结构的安装施工特点,引入顺序及安装方法等,为核电站核岛重大设备引入,保证施工进度和质量提供了可借鉴的经验。