核电厂海水系统不锈钢金属小支管防腐建议

核电厂海水系统使用的不锈钢小支管,口径小不易进行防腐内衬处理,结构多变易出现腐蚀性物质沉积,加之常规不锈钢耐点蚀当量低,致使管道、管件腐蚀多发。本文探讨核电厂海水系统不锈钢金属小支管防腐技术,通过对常见缺陷的发生及处理过程的回顾,从使用材料、安装位置及结构布置等方面进行失效分析,最终确定不锈钢小支管失效原因为不锈钢在与海水长期接触条件下Cl-破坏氧化膜形成点腐蚀坑并逐步加剧,导致防腐失效,并结合现场实践,给出海水系统小支管防腐的改进建议措施。

核电站常规岛蒸汽/给水回路用WB36CN1无缝钢管的研制

随着我国核电站建设进程的加快,核电用无缝钢管的国产化要求日益迫切。介绍了在1000MW核电站常规岛蒸汽/给水回路中应用的WB36CN1无缝钢管的特点、生产工艺,通过对WB36CN1无缝钢管各项性能指标的比较分析,肯定了该工艺生产的产品在核电领域的应用价值。

超超临界机组用T92无缝钢管的研制开发

根据ASME SA 213/SA 213M—2013标准和GB 5310—2008标准要求,分析T92无缝钢管的化学成分、室温力学性能、高温力学性能、持久强度和金相组织等。试验结果表明:T92无缝钢管的各项性能指标均满足相关标准要求;T92无缝钢管在625℃的1×105 h持久强度外推值为89.8 MPa(标准值为87.5 MPa),在650℃的1×105 h持久强度外推值为67.2 MPa(标准值为61.0 MPa),均高于GB 5310—2008标准对10Cr9Mo W2VNb BN的要求。

A335P22大口径核电用无缝钢管产品性能研究

介绍了天津钢管集团股份有限公司A335P22大口径核电管研制的工艺过程及产品性能,化学成分、室温力学性能以及高温拉伸性能均满足核电技术协议要求。并与日本住友同类产品进行性能解剖分析对比,结果表明:我公司生产A335P22大口径核电管各项性能指标与日本住友产品相比水平相当,达到国际领先水平。

大直径不锈钢焊管制造技术及产品应用

介绍了 168× 3～ 12 0 0× 4 mm大直径不锈钢焊管制造技术特征及其在石化、核电工业中的应用。

快堆核电站用P36无缝钢管的研制

介绍了快堆核电站核岛用P36无缝钢管的性能特点、生产工艺方案及其关键技术。对P36无缝钢管的化学成分及组织性能检验结果表明,衡阳华菱钢管有限公司研制的P36无缝钢管的化学成分、力学性能等均满足ASME SA-335/SA-335M规范的要求,能够满足快堆核电站主给水系统对低合金无缝钢管的需求,其生产工艺在核电用管生产领域具有推广应用价值。

核电站用沉淀硬化不锈钢管的制造及性能控制

控制棒驱动轴部件是核电站反应堆控制棒驱动机构的关键部件。本文阐述了沉淀硬化不锈钢超细长厚壁无缝钢管采用合理的冶炼、热穿孔、冷拔、脱脂、热处理和酸洗等工艺。对热穿孔—冷拔—热处理等关键工艺的控制，满足了钢管技术要求。驱动轴原材料由管材替代棒料加工深孔的加工工艺，减少中间焊缝，提高了部件的可靠性和设备安全性。

我国核电用无缝钢管国产化的新进展

目前我国核电工业正处于发展高峰期,核电装备及制造材料的国产化势在必行。实践表明,我国核电用无缝钢管国产化成效显著。介绍了核电站建设和核电设备制造对无缝钢管提出的质量要求,分析了我国核电用无缝钢管在国产化进程中取得的成绩和存在的主要问题,提出了进一步加速核电用无缝钢管国产化进程的建议。

《核电站用非核级碳钢及合金钢焊接钢管》标准综述

介绍了国家标准《核电站用非核级碳钢及合金钢焊接钢管》制定过程和标准中主要技术指标的确定依据，分析了我国核电站用钢管标准体系和产品国内外应用情况。提出了标准实施建议。

再热主汽门轴封蒸汽疏水管线失效分析

秦山第三核电厂一根再热主汽门轴封蒸汽疏水管线发生断裂泄漏,漏点位于靠近再热主汽门引出管嘴处。对该管段失效部位进行了宏观检查,对母材、热影响区、焊缝区分别进行了化学成分、金相、腐蚀产物分析,观察了断口形貌,确定管线失效原因主要为:靠近再热主汽门阀体的管段内壁在高温水蒸汽中的氧化腐蚀导致壁厚显著减薄,并由于管线在机组正常运行期间的振动产生腐蚀疲劳,最终导致断裂泄漏。

核电用管现状及国产化进展

随着我国大型核电站建设的快速发展,核电站设备国产化进程明显加快,对核电用无缝钢管的国产化要求也日益迫切。简介了核电用管的特点及质量要求,分析了核电站管道系统用无缝钢管的国产化进展和存在的问题,提出了核电用无缝钢管全部国产化的建议和改进思路。

AP1000核电站用大直径薄壁SA106B无缝钢管的研制

介绍了AP1000核电站核岛蒸汽发生器系统用大直径薄壁SA106B无缝钢管的性能特点、生产工艺及关键技术。经检验,SA106B钢管的冶金质量、化学成分、力学性能、无损检测等各项指标均满足ASME相关规范的要求,能够满足AP1000核电站核岛蒸汽发生器系统对碳钢无缝钢管的需求。

核电站用不锈钢无缝管制造过程中的目视检测

介绍了核电站用不锈钢无缝管的制造工艺,重点阐述了制造过程中各阶段目视检测发现的典型缺陷的特征,分析了这些缺陷的产生原因,并总结了制造过程中应用目视检测技术来控制表面质量的要求,可为同行提供参考。

核辅助不锈钢管道焊接工艺

对岭澳核电站核辅助管道不锈钢材料的选材特点和超低碳不锈钢 (30 4L、316L、Z2CN18- 10 )焊接施工工艺特点做了介绍与分析。

地下压力非光滑钢管弹性稳定优化研究

为避免目前火(核)电厂地下压力非光滑钢管选用水平布置槽钢为刚性环设计的不足,提出了采用竖向布置的槽钢压力刚性环的新方法,建立了地下压力非光滑钢管弹性稳定优化设计的数学模型及采用竖向布置的槽钢作为刚性环的方案,并结合工程实例,对循环水地下压力非光滑钢管进行弹性稳定优化研究,结果表明采用竖向布置的槽钢为刚性环,选用投资最小的刚性环型号、刚性环间距即采用"经济间距经济环"优化设计方案,与原"小环小间距"计方案相比,技术可靠、经济效益显著。

核电主管道铸造不锈钢的热老化脆化

为了研究中国核电主管道铸造不锈钢Z3CN20-09M的热老化,在300、350和400℃下,对Z3CN20-09M进行了长达30000 h的加速热老化实验.对不同热老化时间下的样品进行了冲击性能和铁素体纳米硬度测定.以夏比冲击功作为热老化脆化参量,利用拟合的方法得出该材料的热老化激活能为51.962 kJ·mol^(-1).通过热老化因子P得出了用夏比冲击功表示的热老化脆化动力学公式.利用热老化激活能和热老化动力学公式预测了Z3CN20-09M在实际运行温度下服役40 a内的夏比冲击功和铁素体显微硬度变化.预测结果表明在运行5 a内是该材料韧性迅速下降的时期,随后的运行过程中下降过程趋缓.

整体热处理工艺在AP1000核电站循环水管道施工中的应用

核电冷却循环水管道主要材料为Q345、直径大、钢板厚、焊缝多、加固环间距小、拘束度大,焊接时较容易产生焊接应力,焊后进行热处理是消除焊接应力的重要措施。文章对核电冷却循环水大口径管道的热处理施工方法和技术进行了探讨,分析了焊后热处理的工艺参数及质量检验,为同类大口径管道的焊后热处理施工提供借鉴。