苛刻条件下的焊接坡口修复技术

针对已安装的核电设备在施工空间小、施工难度大和周期紧张等苛刻条件下进行现场焊接坡口修复的难题开展技术研究并成功实施,为后续同类核电设备的现场修复提供参考。

水下高压局部干式自动焊接试验装置控制系统

研制了一套用于水下高压局部干式自动焊接试验控制系统。此试验系统采用液压作为动力源,可在由排水罩形成的局部干式空间内进行MIG焊接。此系统采用西门子PLC、压力传感器、行程开关、水下摆心传感器等作为其主要的控制部件。由焊接环境控制、液压驱动自动焊机控制和水下摄像三套子系统构成。此系统可以实现在高压有水环境下远程遥控的局部干式自动焊接。结果表明,此焊接试验装置工作稳定,水下焊接焊缝质量良好。这些研究工作为核电厂水下焊接维修奠定基础。

核电站压力容器螺孔长杆梳刀装置研制

在反应堆运行和开盖操作过程中,压力容器的主螺栓孔的螺纹段可能会产生各种缺陷,这些缺陷在再次扣盖前必须经过处理。针对上述工况,研制了一种压力容器螺孔长杆梳刀装置,本文阐述了该长杆梳刀装置的设计要求,详细描述该装置的设计方案以及具体结构形式。

核电蒸汽发生器堵管技术研究进展及其在高温气冷堆的应用前景

高可靠性的蒸汽发生器堵管技术是核电站安全运行的重要保障,与压水堆相比,以高温气冷堆为代表的第四代核电技术由于蒸汽发生器内传热管服役温度显著提高,对现有的蒸汽发生器堵管技术提出了新的挑战。对此,本文首先基于国内外文献报道,总结了现有压水堆蒸汽发生器堵管技术的工作原理与技术特点;其次,总结了国内外蒸汽发生器自动化堵管系统的开发与应用现状;之后,就高温气冷堆蒸汽发生器的服役工况与场地条件,提出了现有堵管技术在高温气冷堆应用方面面临的挑战及改进方向;最后,针对堵管技术的发展现状与高温气冷堆的技术需求,从装备要求、施工可行性和堵头质量的长期有效性等方面指明了自动化堵管技术的发展方向,以期为高温气冷堆蒸汽发生器自动化堵管技术的发展提供借鉴。

核电站放射性容器维修水下遥控焊接研究

研究了用于核电厂检修的水下局部干式MIG全自动焊,设计建造了水下焊接试验装置,研制了水下遥控焊接设备,研究了不锈钢水下焊接工艺.水下焊接试验装置为立式压力容器,可以模拟30 m水深环境,舱门操作采用液压驱动,舱内布置了3套摄像系统,分别监视舱内场景、焊接设备和焊接过程.水下遥控焊接设备为液压伺服阀控制的运动滑台,可以实现焊接行走、摆动和高低调节,通过往包裹焊枪的局部排水气罩内部充入氩气,形成局部干式空间并保护焊接熔池.对304不锈钢进行了15 m水深的水下焊接试验,焊接试件无损探伤和力学性能合格.

特种焊接技术在核电汽轮机部件修复及再制造方面的应用

随着自主核电技术的深入发展,我国核电装备的修复再制造领域呈现跨越式发展,一些新型特种焊接技术不断发展、创新,已成功进入百万千瓦级核电汽轮机核心部件的修复再制造市场。实践证明:以高速或超高速激光熔覆、微弧等离子焊接为主的高能束焊接技术在修复市场具有广阔的应用市场;以冷金属过渡焊接(CMT)技术为主的技术仍具有很强的适应性;以高频冷焊技术为主的瞬时过渡焊接技术在精密部件小缺陷的修复方面具有广泛优势。可以预见,以机器人3D打印技术为主要平台的高能束智能再制造技术将是未来核电修复市场的一个主流趋势。同时,核电部件修复的相应行业指导规范或标准也应随着特种焊接技术的不断发展而适时的作出升级,以促进行业技术的不断发展。

某核电站穹顶模块吊装预案设计分析

为降低核电站穹顶吊装施工风险,保证核岛建造质量,结合第三代核电站工程实际,针对穹顶薄壁、整体模块质量大、对接精度高、吊装要求严格、构件重心与形心偏离等特点,设计钢箱梁吊具及焊接H型钢桁架吊具两套预吊装系统,采用多吊点垂直起吊方案。基于Ansys有限元分析软件,对吊装方案进行分析评价。结果表明:钢箱梁吊装方案吊具结构难以满足大型穹顶吊装要求,焊接H型钢桁架吊装方案吊具结构质量轻、造价低,强度刚度好。桁架吊装系统整体最大等效应力273.761 MPa,小于材料许用应力值;最大位移21.9 mm,符合起重机设计规范要求的挠度值,满足刚度要求;三阶屈曲系数均大于2,吊装系统稳定性良好。分析数据验证吊装系统参数设计基本合理,吊具结构设计可行。

核电站凝汽器用钛焊管蒸汽腐蚀疲劳性能研究

测定了国产和进口核电站凝汽器用钛焊管在室温大气和人工海水100℃水蒸汽介质中的疲劳性能,同时采用扫描电子显微镜对疲劳断口进行了观察,探讨了钛焊管的蒸汽腐蚀疲劳机理。研究结果表明:国产钛焊管与进口钛焊管的疲劳寿命较为接近,水蒸汽氛围大幅度降低了钛焊管的疲劳寿命;疲劳试样的裂纹均萌生于钛焊管焊缝区域的外表面,多为多源萌生,裂纹扩展均以条纹机理为主;断口处有少量二次裂纹,未发现沿晶断裂及周期解理断裂特征,静断区断口形貌为韧窝;从蒸汽腐蚀疲劳试样中,未能观察到明显的腐蚀产物;钛焊管的蒸汽疲劳腐蚀是交变应力和电化学腐蚀交互作用的结果。

自动钨极氩弧焊在大型阀件上的应用

叙述了奥氏体不锈钢的焊接性,通过几种焊接工艺方法的对比试验,选择自动钨极氩弧焊焊接大型阀件,经过焊接工艺评定,焊制出优质的Ⅰ级焊缝。

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。

某核电机组高压缸裂纹的焊接修复

对秦山第二核电站3号机组高压缸缸体厚度过渡区域的裂纹进行了焊接修复。分析了焊接修复技术难点,给出了焊接修复具体操作步骤。焊接工艺试验结果表明,采用镍基焊材获得的焊接接头抗拉强度为505MPa,焊接接头经正弯、背弯后无裂纹,焊缝冲击吸收功为150J,焊缝组织为奥氏体及铁素体,接头组织性能满足高压缸缸体运行工况要求。高压缸缸体裂纹经焊接修复运行1年后,未发现缺陷,说明焊接修复效果良好。

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。

核电机组主管道焊缝返修技术及应用

主管道在核电站安全中起着至关重要的作用,主管道焊接质量也显得尤为重要。在目前核电机组主管道焊接中,窄间隙自动焊逐渐取代了传统的手工焊,提高了焊接效率。但由于主管道窄间隙自动焊采用单层单道焊接工艺,如果控制不好,容易出现未熔合等缺陷,影响焊缝质量,必须进行返修。以方家山核电工程2#机组主管道返修过程为例,介绍了一种成功应用于工程实践的主管道手工返修工艺,并归纳总结了主管道自动焊接缺陷类型、产生的原因及返修方法。

压水堆核电站不锈钢水池的焊接

百万千瓦级的压水堆核电站不锈钢衬里施工是一项新技术 ,该文介绍了其焊接工艺、参数、检验措施及施工质量控制要素等。

核电站重要厂用水泵泵体铸件的质量控制

核电站重要厂用水泵(SEC泵)泵体铸件是质保等级Q1级部件,铸造厂应保证该铸件安全使用40年。本文结合铸造厂核电设备质量监督经验,分析如何对制造SEC泵泵体铸件的重要工序进行质量控制,得到满足设计要求的核电部件,主要涉及热处理和补焊等工序质量控制的实施。

金属3D打印技术核电领域研究现状及应用前景分析

基于金属3D打印技术特点,分析金属3D打印技术在核电领域的研究及应用现状。目前,该技术在核电领域的研究与应用尚处于起始阶段,仅限于原型件制造、非关键部件在役替换,并未真正意义上实现关键核级部件的技术应用。结合核电零部件特点和功能服役特殊要求,总结了金属3D打印技术应用于核电领域亟须解决的关键问题及初步解决方案,并结合3D打印技术特征与电厂实际需求,分析其应用前景。

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。

管座焊缝的失效原因及改进措施

在核电机组中有众多的连接管路,而核级母管与支管座之间的焊缝是重要的连接焊缝。在大亚湾核电基地,已开展了多次焊接质量方面的反馈检查,约有近10次大修级别的排查活动。通过排查,改进并固化了排查分类,优化了质检策略。同时,还对管座的结构进行了创新设计。经验证,提高了核电机组主回路管道系统运行的安全性。

核电厂安全壳机械贯穿件焊接技术

核电厂安全壳机械贯穿件是反应堆安全壳内、外部流体输送的关键部件,其焊接质量要求严格。阐述了机械贯穿件的结构和材料,并结合多个核电项目制造活动中积累的经验,研究机械贯穿件的焊接技术,重点分析机械贯穿件的焊接工艺、焊缝检验以及产品见证件要求等,可为国内机械贯穿件的规范化制造提供值得借鉴的技术指导。

核电站主回路大厚度不锈钢管道的焊接

简要介绍了核电站主回路大厚度不锈钢管道的焊接工艺 ,在核电站建设中 ,接触高温强腐蚀或化学强腐蚀介质的管道常用奥氏体不锈钢制造。核电站主回路中的介质含有高放射性物质 ,焊接质量的好坏将直接影响到机组的安全运行。