压水堆一回路管道的铸造工艺及其国产化

工艺评定表明,1000MW压水堆核电厂(CPR1000)原选用的主管道铸件Z3CN20-09M(法国牌号)不锈钢的化学成分符合RCC-M采购技术规范,但力学性能并不能完全满足压水堆核岛机械设备设计和建造规范(RCC-M)的要求。本文从金属学角度分析了Z3CN20-09M不锈钢抗蚀性特点和力学性能强化机理,确立了主管道铸件冶炼化学成份的内控标准,使CPR1000核电厂核岛主管道铸件(以下简称主管道铸件)的工艺评定在保持抗蚀性和可焊性特点前提下,各项力学性能指标均满足RCC-M标准,且有较大的裕度,离散度小,质量稳定,综合性能达到领先水平。

核电主管道奥氏体不锈钢焊缝的相控阵超声检测

核电主管道采用离心铸造奥氏体不锈钢制造和焊接,其焊接质量直接关系到核反应堆的安全。目前核电主管道常采用窄间隙焊接技术,易产生侧壁未熔合缺陷,采用传统检测方法难以检出此类缺陷。采取理论分析、数值模拟以及超声相控阵检测、射线检测等多种手段相结合的方式,制定了核工程奥氏体不锈钢焊缝相控阵超声检测工艺,实现了相控阵超声检测方法在核电站主管道焊缝检测中的应用。

国内压水堆核电核岛核1级铸钢件研发进展

中国核电建设的快速发展,推动了核电设备的国产化进程。本文主要介绍国内压水堆核电站核岛核1级铸钢件研发的进展情况。核1级铸件,主要包括主管道、主泵泵壳、爆破阀体等。由于其特殊的使用工况,对铸件质量要求较高,检测标准远高于一般铸件。核1级铸件基本采用不锈钢材料,该类材料在凝固时,由于凝固温度区间较宽,容易产生缩松等凝固缺陷,使制造的难度大大增加,前期均需要进口。本文分析了以上铸件的材料、工艺等难点问题,介绍了国内的研发情况。目前国内已经实现核1级铸件的产业化,基本可以满足核电建设的需求。

CPR1000核电站主管道自动焊技术的工程实施

自动焊是一项先进的焊接技术,其应用在核电站主管道焊接上,可大大提高主管道焊接质量,降低劳动强度,最大限度地降低人因对焊接质量的影响。主管道自动焊技术在CPR1000核电站的应用,其工程实施方法与传统手工焊的实施方法有较大区别。本文根据宁德核电站、阳江核电站、红沿河核电站主管道自动焊现场实际情况,详细论述自动焊技术在CPR1000核电站主管道上的实施。

压水堆核电厂主管道窄间隙自动焊焊丝研究

根据窄间隙自动焊工艺及主管道母材特点,在ER316L焊材基础上研究与主管道自动焊技术相匹配的专用焊材。通过模拟焊接试验和热裂纹试验验证了自动焊焊材的稳定性、可焊性,并对其焊缝疲劳寿命进行试验。研究结果证明新开发的自动焊焊材与主管道窄间隙自动焊工艺相匹配,焊缝接头综合性能良好。

压水堆核电站主管道窄间隙自动焊用焊丝研究

焊接填充材料不仅影响焊接过程的稳定性、焊接接头的性能和质量,同时也影响焊接效率。压水堆核电站建设中主管道传统手工焊接用的填充材料是ER316L,该材料焊接性能稳定,易于操作。主管道窄间隙自动焊采用窄间隙坡口和单层单道焊接技术,该工艺需要焊丝具有更好的熔池流动性和更高的纯净度以保证焊缝成形质量,该文就上述要求对自动焊专用焊丝进行研究。

华龙一号核电厂主管道直接测温技术应用研究

传统核电厂(M310)采用旁路测量方式执行关键安全参数-反应堆冷却剂温度的测量,但该方式由于工艺回路复杂、主管道上接管数量多且维修难度大而不满足三代核电的要求。本文首先分析了热分层原理,然后总结出一种能适用于华龙一号核电厂的主管道直接测温方案,其次从安全分析的角度对这种测温方案在华龙一号核电厂上的可应用性进行了论证。论证结果表明:主管道直接测温技术经特殊配置后可应用于华龙一号核电厂。