核电钢制安全壳埋弧横焊工艺研究

核电钢制安全壳筒体环缝焊接量较大,采用埋弧横焊工艺可有效提升焊接效率、保证焊接质量。针对42mm厚度的SA-738Gr.B钢板材开展了埋弧横焊工艺研究。结果表明:相比于K形坡口,采用X形坡口进行打底焊接更容易避免气孔和夹渣缺陷,分析认为采用气体保护焊打底+埋弧焊填充的焊接方式可有效保证打底焊接质量;采用不同热输入大小的焊接参数进行了埋弧横焊工艺试验,当热输入太小时,焊缝成形不良且容易产生未熔合缺陷;对不同热输入下的焊接接头进行了冲击韧度试验和硬度检测,结果均满足标准要求。通过本项研究,证明了钢制安全壳埋弧焊焊接质量可靠,焊接接头性能满足标准要求,为核电现场新工艺的推广应用提供了一定的指导。

AP1000核电站钢制安全壳底封头倒装施工技术应用分析

本文以国内某核电项目底封头倒装法创新应用案例为基础,从测量系统建立、支架施工与验收、几何尺寸控制、焊接质量、结构安全等几个方面入手,进行了浅要分析和论述。其拼装成型后的几何尺寸、进度、成品保护、费用投入等均符合项目工程文件要求,其最终结果与同类核电项目相比而言有较大的提升,可为后续核电项目建造提供借鉴和推广,并寄望引领提高核电站建造水平。

非能动核电厂钢制安全壳顶封头拼装支架优化设计

非能动核电厂钢制安全壳顶封头拼装支架是保障顶封头拼装形状尺寸的主要装置。本文分析了原有顶封头拼装支架工艺,提出了一种新型顶封头拼装支架。经工程验证,新型顶封头拼装支架在缩短组装工期、降低制造成本、便于运输等方面有显著的效果。

AP1000钢制安全壳焊接施工工艺优化与质量控制分析

钢制安全壳作为AP1000核电站项目的重要核级设备,其在保障核电站安全稳定运行中具有极为重要的作用,所以必须要保障其施工工艺及质量控制效果。据此,基于AP1000钢制安全壳功能、焊接特点、工艺要求,从AP1000钢制安全壳的施工工艺及变形控制、电气贯穿件焊接裂缝质量控制两个角度对AP1000钢制安全壳焊接施工工艺与质量控制措施进行优化说明。其中,施工工艺及变形控制主要以AP1000钢制安全壳底封头焊接施工工艺为例,根据安全壳底封头施工技术要求,指出安全壳底封头焊接施工工艺及变形控制方法;电气贯穿件焊接裂纹质量控制则是根据当前安全壳电气贯穿件裂缝问题及成因,指出安全壳电气贯穿件裂纹的质量控制措施。

碳当量对钢制安全壳附件板焊接质量的影响

在核岛建造过程中,钢制安全壳是一个包含椭球形底封头和顶封头的自立式圆筒形钢容器,在拼装过程中涉及到大量附件板的焊接,附件板是后续安装大宗材料支架和钢结构平台支架的基础,与筒体角焊缝连接。文中针对筒体附件板焊接后产生的裂纹进行分析研究,分析得出,碳当量的高低影响筒体附件板的焊后质量,在同一焊接工艺下,筒体母材碳当量越高,焊后越容易发生裂纹缺陷,提高预热温度可有效避免焊后裂纹;相较于单加热片附件板正面加热,采用正面加热、正面测温或者背面加热、正面测温可有效避免焊后裂纹。

A P1000钢制安全壳厚度对传热性能的影响

AP1000是目前世界上安全性最高的第三代大型压水堆之一,相比于二代压水堆,其重要特征是将预应力混凝土的安全壳改为钢制安全壳,在整个冷却过程中钢制安全壳起着重要的作用。本文利用WGOTHIC程序建立AP1000整体长期空气冷却模型,对安全壳厚度进行研究,得到了传热性能与安全壳厚度的关系。结果表明,在一定范围内随安全壳厚度的增加,总体安全性得到较大提升,这为采用钢制安全壳的核电站设计提供了理论参考。

AP1000钢制安全壳厚壁焊缝冲击试验侧向膨胀量偏低原因分析及解决措施

通过分析焊缝冲击试验侧向膨胀量偏低的原因,发现焊接线能量的大小是影响焊缝冲击韧性及侧向膨胀量的主要原因。通过调整焊接线能量能改善焊缝的冲击韧性,从而达到满足ASME标准及技术规格书的要求。

核电厂钢制安全壳泄漏率测试系统的开发与验证

针对核电厂钢制安全壳泄漏率测试的要求,设计与开发了一套基于LabVIEW软件平台及Compact-RIO嵌入设备的泄漏率测试系统。系统采用了全数字化通讯、RS-485总线技术、采集与分析分离等技术,简化了系统了设计,提高了拓展性及可靠性,并在AP1000钢制安全壳整体泄漏率试验中应用与验证,现场验证表明:系统稳定可靠、计算结果准确可信,可满足钢制安全壳泄漏率测量的要求。系统已在国内AP1000机组役前及在役钢制安全壳整体泄漏率试验中得到了成功应用。

核电站钢制安全壳SA-738 Gr.B钢免除焊后热处理探讨

CAP1400项目用钢制安全壳采用的是SA-738 Gr.B,筒体段壁厚为52 mm。ASME BPVC Section 3Division 1 Subsection NE-2007标准规定SA-738 Gr.B板材免除焊后热处理的最大壁厚为44 mm。焊后热处理的问题主要是现场电功率不足、施工难度和风险大。本文进行了52、44 mm SA-738 Gr.B钢板交货态的力学性能对比及52mm对接接头焊态、焊后热处理态的对比。试验结果表明,52、44 mm厚母材交货态的力学性能相当,52 mm厚SA-738 Gr.B母材焊后热处理前后的断裂韧性相当。焊后热处理后焊接接头的力学性能降低,对52 mm厚板材手工电弧焊接接头免除焊后热处理是可行的。

钢制安全壳对接焊缝的超声波成像检测

核电站反应堆钢制安全壳是防止反应堆放射性物质进入外界环境的最后一道屏障,对核电站的安全运行至关重要。主要介绍了在不去除焊缝表面余高的情况下,相控阵(PAUT)和衍射时差法(TOFD)超声检测技术在钢制安全壳对接焊缝中的检测应用。通过在埋藏有一定数量的典型焊接缺陷的模拟试块上的试验表明:相控阵和衍射时差法超声检测技术对焊接缺陷具有较高的检出率和较强的缺陷定位、定量的能力,是一种可靠、高效及经济的检测手段。

核电站钢制安全壳对接焊缝超声波自动检验系统浅析

介绍一种可用于钢制安全壳对接焊缝超声波自动检验系统,该系统通过采用一种自动爬行机器人,携带多组超声波检验探头对焊缝进行自动扫查来取代传统的人工手动扫查,可降低人因失误及缺陷漏检率,提高检测数据的可靠性及置信度。

AP1000钢制安全壳气压试验变形测量方法及变形结果分析

核电厂运营前均需要针对安全壳进行一次打压试验,以验证其结构完整性及整体密封性。我国引进的第三代核电技术—AP1000机组采用的是钢制安全壳。这种钢制安全壳在材料和结构方面和国内已有的预应力混凝土安全壳完全不同,因此其变形测量方法也完全不同于混凝土安全壳。AP1000钢制安全壳气压试验要求测量安全壳壳体应变、壳体位移、壳体温度等试验参数。本文详细论述了各类变形参数的测量方法,并对依托项目四台机组的安全壳变形情况进行汇总分析。依托项目四台AP1000机组的试验结果表明,文中论述的测量方法准确有效,测量值与理论计算值吻合较好。每个测点的测量结果与内部压力基本呈线性关系。本文总结了钢制安全壳变形测量的技术要点,同时对安全壳的应变测量结果和位移测量结果做了互相印证,表明安全壳在试验压力下整体处于线弹性变形状态,保持了良好的结构完整性,从而论证了安全壳设计的合理性。论文结合AP1000钢制安全壳气压试验相关方法及数据,讨论了变形测量方法及变形结果分析,为后续AP系列机组的安全壳设计建造与试验积累了宝贵的工程实践经验。

核电站钢制安全壳SA-738 Gr.B的焊接工艺

介绍了SA-738 Gr.B焊接工艺研究所用的工艺评定标准和焊接工艺方法以及焊接材料选择等,然后介绍了工艺试验的目的、试验难点、试样制备及方法,最后分析了SA-738 Gr.B钢的横焊位置的工艺评定试验结果。结果表明,施工单位拟定的焊接工艺参数能够焊接出符合要求的焊接接头,拟定的焊接工艺正确可行。

核电站钢制安全壳用SA-738Gr.B钢的焊接工艺评定

介绍了焊接工艺评定标准、焊接试样的制备及试验方法。通过焊条电弧立焊工艺试验验证SA-738Gr.B钢的焊接工艺是否满足标准要求。对焊接试样进行了无损检测、力学性能试验、宏微观形貌观察及化学成分分析。结果表明,采用拟定的工艺参数焊接的接头各项性能能够满足标准要求。

AP1000核电站钢制安全壳涂装质量控制

AP1000核电站钢制安全壳是核岛关键设备,其涂层不仅仅为了防腐,更多的是为了核电站的安全运行。主要介绍了AP1000钢制安全壳及其附件涂层服役分级和涂层技术要求。对现场钢制安全壳涂层施工重点技术要求和不符合项进行了总结分析,提出在钢制安全壳相关涂层施工时,需着重注意贯穿件涂层的施工问题,以及技术规格书要求的"不可达区域"严格的许可。通过分析总结,为后续项目AP1000核电站钢制安全壳的防腐和防辐射涂层的施工提供参考。

CAP1400核电站钢制安全壳焊后热处理

基于ASME锅炉及压力容器规范第Ⅲ卷第1册NE分卷对焊后热处理的规定,结合CAP1400钢制安全壳结构形式、材质要求,确定需进行焊后热处理的焊缝范围。结合工程建造特点,对贯穿件套筒与补强板焊缝进行炉内整体热处理,筒体纵焊缝、环焊缝、补强板与筒体焊缝进行局部焊后热处理。为控制焊后热处理的变形,筒体纵焊缝采用单条或多条对称加热、筒体环焊缝及设备闸门补强板焊缝采用分段加热方式,通过试验确定局部焊后热处理的加热带宽度、隔热带宽度和厚度,保证均温带温度达到595℃~620℃的设计要求。

山东海阳核电站AP1000钢制安全壳贯穿件焊接组装工艺研究

AP1000安全壳贯穿件是核岛关键设备,其技术要求严格。简要介绍了贯穿件本体结构和材料,重点介绍了各部件现场焊接安装难点,并通过海阳核电站1号机组贯穿件的焊接组装实践,总结了一些制造过程中应注意的问题,通过在三维模型SPR里面优化分析,从贯穿件的现场施工特点指出在安装过程中需要引起关注的地方,包括贯穿件现场安装过程中施工缝的预留等一系列问题,从而保证施工的连续性,紧凑性。

钢制安全壳防护涂层的设计要点

钢制安全壳防护涂层在核电站中起着重要作用,防护涂层的失效会影响相关设备和系统的功能,甚至造成不可估量的后果。通过对核电站钢制安全壳防护涂层性能的阐述,为钢制安全壳防护涂层的设计及检验提供参考。

AP1000核电站钢制安全壳涂层工艺改进

钢制安全壳是AP1000核电站的第三道安全屏障,也是实现非能动安全功能的换热界面,其表面的涂层是确保实现其功能不可分割的重要组成部分。CV涂层是保障实现产品功能和表面美观的重要途径。介绍了AP1000 CV建造和涂层施工逻辑,从涂层自身特性、建造方式和AP1000整体施工等方面对CV涂层特点进行分析,对改善后续AP1000 CV涂层施工质量和减少返工提出改进措施。

核电站钢制安全壳SA738Gr.B钢焊缝裂纹产生原因分析及预防

针对国内某核电工程钢制安全壳闸门插入板与筒体之间的焊缝产生裂纹的实际情况,重点围绕焊接过程质量控制,焊接热裂纹、冷裂纹、层状撕裂、应力腐蚀裂纹以及再热裂纹产生的原因进行了详细分析,确定了SA738Gr.B钢焊缝裂纹产生的原因和制定了合理的预防措施,避免裂纹再次产生,为后续工程焊接工艺制定提供了参考。