第三代AP1000核电主管道的研制

根据AP1000主管道热段的结构特点、技术难点和316LN超低碳奥氏体不锈钢的材料特性,中国二重在超大型不锈钢钢锭冶炼和浇注、大型不锈钢毛坯锻造、大直径小弯曲半径管道弯曲成型、不锈钢大直径旁通管嘴相贯线机加工和大直径不锈钢管道热处理等领域开展了重点攻关,在国际上率先研制成功AP1000主管道热段试制件,其技术指标达到国际领先水平,并形成了多项具有自主知识产权的专有技术。

关于AP1000核电主管道弯制力的计算

美国西屋公司的AP1000技术是我国引进的第三代核电技术,其主管道材料的制造采用整体锻造技术,并且带有一体化接管嘴,制造难度大。文中阐述了主管道弯制成型技术的技术难点,并且详细叙述了在弯制过程中弯制力的计算。

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。

AP1000核电主管道支管嘴径向镦挤模具设计及应力分析

针对AP1000核电主管道支管嘴,提出一种新的局部径向镦挤工艺。该工艺以挤压管坯为基础,直接在管坯的局部成形支管嘴。基于这种新工艺,设计了具有垂直合模、水平镦挤功能的多向模锻特点模具。模具结构主要包含模腔结构、合模导向结构、芯轴结构、芯棒结构及镦挤轴结构等部分。对各主要模具的结构设计进行了详细阐述,并对承载能力要求高的模腔结构利用有限元方法进行应力与变形分析。缩比模型镦挤试验结果表明,设计的模具结构可行,强度和刚度满足试验要求。应用该模具成功挤出碳钢和316 LN不锈钢1∶5试验件,为实施1∶1尺寸主管道镦挤工艺提供了模具设计基础。

AP1000核电厂二回路主管道双端断裂流体喷射力计算分析

AP1000是先进的第三代压水堆核电厂,为确保核电厂在事故工况下的安全性,需对二回路主管道发生双端断裂的工况进行研究。本文采用RELAP5/MOD3.4软件对核电厂二回路突发主管道双端断裂的事故工况进行了数值模拟,计算得到断裂后管道破口处的喷放流量、压强、空泡份额及喷射力等物理参数的变化特性,并将计算结果与ANSI 58.2简化计算方法的结果进行了比较分析。结果表明,RELAP5/MOD3.4计算所得的喷射力小于简化计算方法所得结果。本文分析结果为进行AP1000核电厂的破裂管道甩击防护提供了基础。

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4mm左右，焊接完成后，焊缝收缩量高达6mm。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245MPa。

世界首台AP1000核电机组主管道焊接完成

2013年4月7日，世界首台AP1000核电机组——我国三代核电自主化依托项目三门核电站1号机组完成了主冷却剂管道（以下简称主管道）所有焊口1（）0％厚度的实体焊接，主管道A、B环路6根管段将反应堆压力容器、蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵连接形成一个封闭的环路。

AP1000核电站主管道国产化研制进展

阐述了AP1000核电站用主管道的技术要求和特点,介绍AP1000主管道模拟件国产化研制的主要技术思路及进展,通过联合技术攻关我国企业已经掌握了AP1000整体锻造主管道技术,并成功制造了满足西屋电气工程公司技术规范的AP1000主管道,实现了国产化。

海阳AP1000核电站主管道加工技术

AP1000反应堆冷却剂系统主管道作为唯一没有引进国外技术的AP1000核Ⅰ级设备,由国产化整体锻造和弯制而成。由于制造难度大且无经验可借鉴,海阳项目主管道制造成型差,尤其是冷段壁厚与内径偏差较多,坡口加工的难度更大。研究主管道安装中的坡口加工,通过激光跟踪测量及3D建模技术的应用,采用偏心加工、斜面加工等方法,管控加工过程的质量风险,加工结果超出设计变更预期,为后续项目的主管道坡口加工提供了参考。

AP1000核电站主管道的窄间隙自动焊技术

核电站主管道是核反应堆冷却剂系统的主动脉,其焊接一直以来都是核电站安装工作的重中之重。AP1000堆型取消了主管道过渡段,相对之前的压水堆堆型,对焊接变形控制有更高的要求。同时新的管道设计对焊接作业的实施,也是新的课题。文中重点从AP1000核电站主管道母材、坡口形式、焊接材料选择、施工工序、窄间隙自动焊、焊接变形控制和焊接收缩量等方面对主管道窄间隙自动焊技术进行了介绍。最后,通过对实际变形数据进行分析,证实了此种焊接工艺和施工步骤的合理性。

AP1000核电站主管道自动焊接头残余应力分析

采用X射线衍射法对AP1000核电站主管道自动焊接头进行应力演变及焊后残余应力测试。分析讨论管道内壁及外壁的环向及轴向残余应力分布。结果表明:管道内壁近缝处环向残余应力值先增大后减小并逐渐稳定,而远缝处残余应力则保持缓慢上升并逐渐稳定。焊后状态下,管道外壁轴向残余应力随着远离焊缝,先减小后增大至母材水平,而环向残余应力则先上升后下降。

三代核电站EPR与AP1000主管道安装及焊接差异分析

EPR与AP1000主管道焊接均采用窄间隙自动焊的方法进行焊接,文章对EPR与AP1000核电站主管道安装技术要求、施工逻辑顺序及焊接过程进行了详细的对比分析,阐明了二者的异同,为三代核电站主管道的安装及焊接提供了重要的参考。

AP1000核电机组主管道焊接技术研究

文章通过对AP1000与M310核电机组主管道进行对比分析,总结了AP1000主管道焊接方面的特点和难点,同时文章还详细介绍了AP1000主管道焊接过程中采用的新技术、焊接工序以及焊接检验标准,为后续AP1000核电机组主管道焊接施工提供技术参考和经验借鉴。

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。

双逆螺旋转动关节在AP1000主管道加工中的应用

提出了一种可用于AP1000核电主管道加工的双逆螺旋转动关节,对转动关节的工作原理及机械结构进行了详细介绍。研究了双逆螺旋转动关节的机械原理、结构、整机性能、可靠性及控制等问题。针对双逆螺旋转动关节建立了一整套参数计算公式,可由转动关节内外转动副的螺旋角及中径、直线推程、油缸直线运动速度等参数计算出相应的转动关节总输出转角、转动速度及输出转矩等。通过Pro ENGINEER对转动关节三维建模,并利用Pro ENGINEER/Mechanism工具对转动关节进行三维实体仿真以验证理论公式的正确性及转动关节机构的可行性,同时针对转动关节最薄弱的零件进行有限元静力分析,保证转动关节整体可靠性。最后对转动关节的控制系统及原理作了简要介绍。

AP1000锻造主管道接管的焊接及控制

主管道是连接核岛反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵、稳压器和蒸汽发生器的关键设备,被称作核电站的"主动脉",是压水堆核电站核岛主设备之一。介绍了AP1000锻造主管道接管焊接的主要工艺,包括母材、焊材及焊接的实施,并描述了接管焊接的过程控制。

AP1000主管道焊接接头微观组织和性能试验

在优化焊接工艺参数的基础上，系统分析了AP1000核电站锻造316LN主管道焊接试验件的母材、热影响区及焊缝的微观组织形貌和拉伸性能。结果表明，焊接接头组织沿主管道壁厚方向均匀分布，存在明显晶粒粗化的热影响区。焊缝金属由柱状奥氏体＋残留铁素体组成，铁素体数位于8～10FN之间，属于典型的铁素体一奥氏体结晶模式，不存在碳化物及氮化物析出。在核电站设计工况350℃下，抗拉强度达到450MPa。

AP1000核电冷却剂主管道监造分析

AP1000核电冷却剂主管道首次采用超低碳控氮不锈钢整体锻造技术,有别于传统压水堆核电的离心铸造管道,具有冶炼、锻造技术要求高、机加工时间长、弯管工艺复杂、制造难度大等特点。通过对AP1000冷却剂主管道制造过程中的技术要点总结,介绍了制造环节中的关键控制点,同时对主管道制造中的质量监督重点做了分析。

AP1000核电站主管道窄间隙坡口现场数控精确加工技术

AP1000核电站主管道采用整体锻造加工成形，管道本身没有了焊缝、减少了在役检查的工作量，提高了使用寿命，其设计的运行寿命为60年。

AP1000锻造主管道制造技术进展

阐述了AP1000主管道的技术要求和特点,介绍了AP1000主管道的制造技术思路及进展。