核电厂主管道窄间隙焊缝射线检验疑似线性缺陷分析

为探究核电厂主管道窄间隙焊缝射线检验出现的疑似线性缺陷的产生机理,采用扫描电镜、原子探针等方法分析了存在疑似线性缺陷的焊缝微观组织与显微硬度,讨论了显微组织中的微细孔隙形成原因,并采用孔隙率表征了微细孔隙分布。研究表明,疑似线性缺陷不是真正的焊接缺陷,存在疑似线性缺陷的焊缝组织均由奥氏体与δ铁素体构成,不同区域的δ铁素体含量基本相同,存在疑似线性缺陷的焊缝的孔隙率为0.06%,高于无疑似线性缺陷区域的0.03%。显微组织中微细孔隙率的差异是导致疑似线性缺陷产生的主要原因,但孔隙率的差异不影响焊缝的显微硬度分布。该研究为类似射线检验出现的疑似线性缺陷提供了评判新思路。

核电主管道弯头仿形加工工艺研究

针对核电主管道弯头弯制后弯曲半径与理论值存在偏差、内孔存在椭圆度,外形加工困难等问题,提出一种流线拟合仿形加工工艺方法。该方法利用机床和超声波测厚仪进行测量,使用NX软件高阶拟合构建三维模型并编制数控程序进行数控加工,加工效率提升近一倍,大幅缩短人工打磨时间,加工核电主管道弯头壁厚均匀、外形光顺、质量稳定、生产效率高。

316LN钢奥氏体晶粒长大模型

通过改变加热温度和保温时间研究核电主管道用钢316LN奥氏体晶粒的长大规律。结果表明,随着加热温度的升高和保温时间的延长,实验钢奥氏体晶粒尺寸逐渐增大,且加热温度为1 200℃保温2h时出现混晶现象。奥氏体平均晶粒尺寸变化曲线表明,与保温时间相比,加热温度对晶粒尺寸的影响更大。对实验数据进行非线性回归,建立了描述316LN钢奥氏体晶粒长大规律的数学模型;通过对比实验值与计算值验证了模型的精度和可靠性。研究结果对确定316LN钢始锻温度和制订加热规范具有指导意义。

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。

大型核电主管道制造技术的发展

美国西屋公司AP1000技术是我国引进的第三代核电技术,由于其设计寿命提高到60年,其主管道制造采用整体锻造技术。接管嘴要求与主管一体锻造而成,而且整根管道(包括弯管部分)不允许有环焊缝,属于典型的形状复杂的异形件锻造,制造难度大。本文阐述了主管道材料和成形制造技术的发展情况,根据AP1000核电主管道整体锻造的要求,较为详细地叙述了国内外主管道整体成形制造技术的发展状况和研究展望。

AP1000主管道控制锻造工艺探索

AP1000主管道整体锻件是成形难度较大的一种锻件。通过研究防止表面裂纹产生和控制晶粒细化的方法,确定了主管道锻件成形工艺参数,成功地用于实际产品生产,并取得了满意的效果。

基于内置导轨的弯管内表面铣削加工装置设计

面向第三代核电主管道,根据其结构特征设计了一种内置导轨主管道内表面加工装置。采用计算机辅助设计和模块化设计的现代设计方法,将铣削头置于弯管内部,依据沿导轨进给铣削加工的思想,划分了可实现该方案的各个功能模块并具体设计,包括传动模块、运动模块、导轨模块、定位模块以及动力模块等。铣削头内置沿导轨铣削加工的设计可以有效地避免核电主管道弯管加工中出现的干涉与切削状态不均匀问题,为大长径比弯管内表面机加工提供一种可行的方案。

第三代压水堆核电站核岛一回路主管道的选材

根据压水堆核电站核岛一回路主管道的服役环境,结合影响主管道服役质量的因素和第三代核电主管道对材料工艺性能的要求,分析了超低碳控氮奥氏体不锈钢(316LN和X2Cr Ni Mo18.12)作为第三代压水堆核电站主管道用材的优缺点,为第三代压水堆核电站核岛一回路主管道的设计、制造、安装、在役检查和寿命评估提供参考。

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。

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。

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。

LBB在AP1000技术中的应用

压水堆核电厂的设计基准事故定义为主管道双端断裂,这一假设过于保守.管道的失效方式往往是先出现破口而后再泄漏,即所谓的先漏后破(Leak Before Break,简称LBB),而不是双端断裂.LBB准则是防止核电厂压力管道发生灾难性破裂事故的重要评定准则.本文介绍了LBB评定技术在国外的发展情况和意义,阐述了LBB在AP1000核电厂中的应用情况及LBB评价的理论基础.

核电站主管道窄间隙TIG-激光电弧复合焊工艺探讨

阐述了主回路管道窄间隙自动焊的特点及需要改进的地方,并分析了TIG-激光复合焊工艺的技术特点;详细论述了TIG-激光复合焊工艺在核电站主回路管道的可行性,在研究内容和关键技术方面做了重点的分析;并对此项工艺在核电站主回路管道的应用前景进行了说明。窄间隙TIG-激光电弧复合焊工艺适合于核电站主回路管道的焊接,对核电站主回路管道的质量控制及保障、焊接效率的提高等方面有很大的帮助。

主蒸汽管道系统汽锤响应分析方法研究

介绍了汽锤形成的机理及汽锤力计算的理论依据,在详细阐述汽锤动态响应分析方法和步骤的基础上,对国内某核电机组主蒸汽管道系统进行了分析和结构优化,最终验证了该套主蒸汽管道系统汽锤响应分析方法的可行性,表明此方法可用于对主蒸汽管道系统进行汽锤响应分析。

一种随动加工弯管深孔的插补运动分析

针对弯管深孔加工困难的问题,以AP1000核电主管道的弯管为加工对象,提出了一种新型的随动加工方法,并重点对其随动加工的各插补参数进行了理论分析。该方法采用了3根镗杆和1台直接驱动旋转电机,通过3个转动关节连接在一起,安装在专用机床上,实现对核电管道弯一次性装夹,完成对其弯孔的加工。文章对各插补参数进行的理论分析与计算,为下一步的联动编程提供了依据。

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。

电容层析成像技术在核电站蒸汽管道中的应用

近年来,我国核电建设的规模不断扩大,提升核电的安全性已成为核电发展的主要趋势。电容层析成像技术是新型的检测方法,利用电容层析成像系统的构成和电容传感器的数学描述,对主蒸汽管道的两种典型流型进行仿真。检测结果表明,该方法可用于核电厂主蒸汽管道的在线监测。

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。

窄间隙焊技术在核电建设中的应用

窄间隙焊接是将常规的焊接工艺与窄间隙坡口结合在一起,通过专门的装置和控制技术而集成的一种新型焊接技术。介绍了常用的窄间隙焊接技术的优劣和应用现状,重点介绍了窄间隙焊接技术在核电站焊接上的应用,主要包括压力容器、核电站主设备和核电站主管道的焊接。展望了窄间隙焊技术在核电站建设中应用的前景和发展趋势,尤其是窄间隙焊机的国产化方案。

CPR1000核电厂主管道90°弯头结构优化研究

研究CPR1000核电厂主管道90°弯头壁厚的分布规律,提出一种优化的90°弯头结构。优化后的弯头结构与原设计结构的主要差异为:原设计弯头在内弯处120°范围内向管道内部凸起局部增厚,120°到中性面为厚度过渡区,外弯180°范围没有增厚;优化后的结构利用内外圆偏心实现弯头外弯处壁厚薄而内弯处壁厚,弯头截面内径为一个完整圆形,整体壁厚均匀变化。分析结果表明,改进后的结构满足规范要求,更有利于加工制造。。