核电主蒸汽超级管道管段制造工艺及质量控制

介绍了核电反应堆主蒸汽超级管道管段制造过程中的主要关键工艺,包括母管的冶炼制造、验收、管嘴的热挤压成型、热处理及最终的机加工,并描述了主蒸汽超级管道管段制造过程中的质量控制。

主蒸汽超级管道许可证模拟件制作的基本要求

主蒸汽超级管道是核电厂的重要核级设备,申请此类设备的厂家需完成模拟件的试制工作,但目前在国家核安全局发布的《民用核安全机械设备模拟件制作实施细则》中并没有针对主蒸汽超级管道模拟件的试制提出具体的要求。简要介绍了二代改进型核电厂主蒸汽超级管道的技术要求,并结合许可证的审查实践、对模拟件的型式选择、质量管理要求及在制作过程中工艺控制、检验和试验控制等方面给出了一些基本要求,可为主蒸汽超级管道制造许可证申请者及技术审查人员提供参考。

核电站主蒸汽超级管道热挤压管嘴设计优化

对核电站主蒸汽超级管道热挤压管嘴进行有限元分析,结果表明内压是影响管嘴应力的主要因素。通过研究管嘴纵向内角半径对管嘴应力的影响,得出在给定载荷的情况下峰值应力和局部薄膜应力存在一个最优的纵向内角半径范围。根据分析结果,推荐了1号管嘴纵向内角半径尺寸为R=30 mm。

基于线性弹塑性模型的主蒸汽超级管道管嘴应力指数计算和优化设计

主蒸汽超级管道是核电站的重要管道之一,介绍了国内某型核电站超级管道管嘴的设计方法,讨论了超级管道应力评定过程中应力指数B_(2)的重要性。利用线性弹塑性材料模型和ANSYS有限元软件,通过极限载荷法计算得到管嘴的应力指数B_(2),并与ASME规范中公式法计算得到的B_(2)作比较,结果显示公式法计算的B_(2)有较大裕量。据此结论对超级管道的管嘴进行优化设计,优化后管嘴的B_(2)仍小于公式法计算值,说明超级管道应力评定(公式法计算的B_(2))结果对优化后的管嘴适用,设计优化后的管嘴强度满足ASME规范要求。

核电站主蒸汽超级管道管嘴受力分析

对核电机组超级管道连接主蒸汽安全阀的挤压成型管嘴的受力情况进行分析,介绍了超级管道挤压管嘴的基本结构,使用ABAQUS 6.1.0版有限元分析软件对RCC-M中规定的5类工况进行计算,各工况下的有限元分析结果均未超出RCC-M规定的限值,满足设计要求。从5类工况的三维应力分布图可以直观地看出挤压成型管嘴应力最集中的部位是沿管道轴向的管嘴根部,而不是沿管道径向的管嘴根部。指出在设计和制造过程中需要特别注意该部位的内外表面弧度对超级管道整体强度的影响,确保过渡区圆弧的连续性,避免因轮廓不连续而造成应力集中。

核电主蒸汽超级管道研制现状及各种工艺分析

由中国自主设计制造的二代加核电技术的核电主蒸汽超级管道为核二级管道,为挤压式管嘴,制造合格件、取得核资质有一定难度。本文对国内外研制核电主蒸汽超级管道的制造工艺进行了分析,总结各自优劣,选择绿色创新工艺方法。

核电厂主蒸汽超级管道热挤压管嘴的设计

采用嵌入式管嘴的核电厂主蒸汽超级管道存在安全风险,针对国内某型核电厂带嵌入式管嘴的超级管道,利用管嘴热挤压成型工艺对其进行优化设计。依据该型核电厂主蒸汽管道的尺寸,按ASME规范的要求设计超级管道热挤压管嘴,挤压管嘴的内轮廓倒角半径r_(2)、外轮廓倒角半径r_(0)、外轮廓偏角θ和挤压高度h_(0)是设计过程中的4个重要尺寸。基于Abaqus软件,采用应力分析和成型仿真的方法,研究这4个尺寸对热挤压管嘴的强度和成型的影响,优化了这4个尺寸的取值方法,据此方法设计超级管道热挤压管嘴,并完成试验件的制造和性能试验,结果表明,按此方法设计超级管道满足核电厂设计要求。研究和优化的某型核电厂超级管道热挤压管嘴的设计方法,可为其他核电厂超级管道的设计提供参考。

核电站超级管道管嘴承载能力有限元分析

描述了核电站超级管道的管嘴结构及其基本组成,借助于有限元分析软件ANSYS对核电站主蒸汽系统超级管道管嘴在设计、扰动及事故等3类工况下的承载能力进行分析,计算结果表明超级管嘴在不同工况下的应力最大值均满足法国压水堆核岛机械设备设备设计和建造规则RCCMC3200规定的许用范围,完全符合设计要求,依据应力图即能够很直观的看到管嘴根部(沿轴向)是应力值最大的地方。为后续设计及分析核电站主蒸汽系统超级管道提供了一定的理论依据。

我国核电超级管道建造获鉴定 达国际先进水平

近日，由中国核电工程有限公司和渤海重工管道有限公司共同研制的核电超级管道，通过了专家鉴定。鉴定通过的核电站超级管道开发满足了多管嘴热挤压一体化成型超级管道国产化需要，各项指标达到了核电站超级管道相关技术规范要求。该项目的研制成功为核电超级管道的国产化奠定了基础，其建造技术达国际先进水平。

我国核电超级管道研制成功建造技术达国际先进

日前,由中国核电工程有限公司和渤海重工管道有限公司共同研制的核电超级管道,通过了专家鉴定。鉴定通过的核电站超级管道开发满足了多管嘴热挤压一体化成型超级管道国产化需要,各项指标达到了核电站超级管道相关技术规范要求。该项目的研制成功为核电超级管道的国产化奠定了基础,其建造技术达国际先进水平。此前,核电站所需超级管道完全依赖进口,超级管道挤压管嘴的制造方法尚无国内企业能供货。

核Ⅱ级超级管道－快关隔离阀焊接件的焊接工艺评定

着重研究了焊接件材料的焊接性并确定工艺评定的试件形式、焊接方法、焊接参数、焊接顺序以及接头的检验和评判。通过焊接工艺评定，保证了超级管道一快关隔离阀焊口在焊接工程中的焊接工艺正确可行，同时按要求进行焊工培训和技术评定，取得了良好的效果，从而为提高工程的质量，保证工程可靠性提供了极重要的条件。

百万千瓦核电站主蒸汽超级管道横向限制件焊接缺陷分析

某百万千瓦压水堆核电项目主蒸汽超级管道横向限制件角焊缝在役前检查期间发现多处裂纹,经打磨消缺及补焊处理后满足了设计要求。从主要从焊接材料、工艺、热处理等方面分析缺陷产生的原因,并对后续项目同类产品避免出现同样问题提出了经验反馈。

压水堆核电站主蒸汽系统超级管道吊装技术

本文以田湾核电站5、6号机组超级管道吊装工程为例,通过分析吊装情况,详细介绍了吊装布置图及吊车选型以及超级管道吊装关键技术。该技术运用"自备倒链空中调整"吊装方法,解决了超级管道现场吊装过程中的重难点问题,可为其他类似工程的施工提供参考。

热处理工艺对核电主蒸汽超级管道管嘴力学性能的影响

研究了性能热处理(Performance heat treatment,PHT)与模拟焊接热处理(Simulated welding heat treatment,SWHT)工艺对顶拔锻造工艺生产的P280GH钢超级管道管嘴力学性能的影响及作用机理。采用光学显微镜、扫描电镜以及能谱分析仪研究了不同热处理工艺对显微组织的影响,并开展了室温与300℃高温拉伸、0℃冲击、布氏硬度测试等力学试验。结果表明,PHT热处理后和PHT+SWHT热处理后管嘴的微观结构均主要由铁素体和珠光体两相组成,但经PHT后珠光体主要分布在铁素体晶界处,而经PHT+SWHT后珠光体有球化趋势,而且在铁素体内部亦有珠光体形成。经PHT后的管嘴试样拉伸性能与未经热处理的母材性能基本一致,平均冲击吸收能量高于母材约15 J;而PHT+SWHT热处理后管嘴室温拉伸性能比母材性能平均下降约18 MPa,平均冲击吸收能量下降了约20 J。研究表明,顶拔锻造工艺制造的管嘴显微组织中珠光体的分解与球化是不同热处理工艺试样力学性能变化的主要原因。

核电站用超级管道管嘴的热挤压成形工艺研究

在传统三通支管翻边制造工艺的基础上,研究了核电站用超级管道管嘴的热挤压成形工艺。对超级管道管嘴的成形预制孔开孔尺寸、顶头（凸模）相关结构尺寸进行不同挤压工艺方案设计,并进行大量的管嘴热挤压成形工艺试验,获得了管嘴成形最佳关键工艺参数。试验结果表明：管嘴的预制孔直径可以按照体积不变的原则进行计算;顶头与凹模之间的间隙是决定管嘴壁厚的关键因素,管嘴壁厚约为间隙的92%~96%。通过理论计算可以估算管嘴成形高度,计算偏差一般在±10%以内。

核电主蒸汽超级管道管嘴成形有限元分析

针对核电主蒸汽超级管道管嘴的成形工艺难点:加热工艺、管嘴挤压成形工艺,采用有限元软件ABAQUS分析了影响核电主蒸汽超级管道管嘴成形的主要因素:凸模形状、凸模高度、接触摩擦力和材料温降等。分析结果表明,凸模轮廓直接影响材料的等效塑性应变和管嘴成形尺寸;凸模高度、表面摩擦条件影响管嘴壁厚和高度变化。优化这些影响因素后,进行管嘴一次挤压成形试验,试验结果表明,采用凸形凸模、调整凸模高度、增加润滑条件和降低坯料温降,可以成形出合格的管嘴零件。

我国核电超级管道研制成功 建造技术达国际先进

日前，由中国核电工程有限公司和渤海重工管道有限公司共同研制的核电超级管道，通过了专家鉴定。鉴定通过的核电站超级管道开发满足了多管嘴热挤压一体化成型超级管道国产化需要，各项指标达到了核电站超级管道相关技术规范要求。该项目的研制成功为核电超级管道的国产化奠定了基础，其建造技术达到国际先进水平。

压水堆核电厂主蒸汽隔离阀阀体端部尺寸超差应力分析研究

本文以国内某压水堆核电机组的主蒸汽隔离阀阀体与超级管道连接段为例,按照RCC-M标准对减薄主蒸汽隔离阀阀体内径至与超级管道内径一致进行研究。同时,借助有限元软件Ansys对阀体减薄后的主蒸汽隔离阀开展应力分析,证明阀门仍然满足RCC-M标准及技术规格书的要求。结合理论分析及有限元模型模拟结果,证明主蒸汽隔离阀阀体端部尺寸超差通过减薄主蒸汽隔离阀阀体内径这一解决措施是可行的。