滨海核电厂址大型模块海运交付技术方案可行性探讨

采用模块化建造方式是非能动压水堆核电站降低建造成本的主要方式之一。以CAP1400核电机组大型模块为参照,按照双机组建设计划安排,分析了滨海核电厂址大型模块海上运输交付的配套要求和工艺流程,选取典型模块分析海上运输的安全性,描述了对现有建造模式的影响和主要风险,简单比较分析了大模块海上运输交付技术方案与现有模块建造技术方案的主要环节成本差异。结果表明,滨海厂址采取大型模块海上运输交付技术方案可行,经济性需要根据厂址实际条件与推广应用范围综合考虑。

CAP1400核电站设备闸门焊后热处理工艺

CAP1400设备闸门因结构尺寸较大(插入板外径8.5 m),焊后热处理(简称PWHT)保温区间较窄(595～620℃),以及较大的板厚差(封头板厚36 mm,插入板、套筒及法兰板厚130 mm),其整体PWHT工艺难度较大。通过测定热处理炉温度的均匀性,建立有效加热区域,在该区域内进行封头法兰组件及插入板套筒组件的炉内焊后整体热处理试验,分析试验过程控制方法及热处理曲线,为大型贯穿组件的PWHT提供理论和数据支持。

核电站钢制安全壳管板接头埋弧自动焊研究

核电产品插入板套筒组件为圆周焊缝接头形式的管板,一直采用传统的手工电弧焊或熔化极气体保护焊的焊接方式。由于焊接方法及自身结构形式的限制,焊后焊接应力较大,焊接缺陷率高,焊接质量一直不稳定。通过试验确定了低合金高强度钢SA738Gr.B与SA350Gr.LF-2接头的埋弧焊工艺,并使用改造的焊接设备、设计的预热及翻转工装进行了模拟件及产品的试验验证,合格率100%。这表明改造的埋弧自动焊设备及焊接工艺可以在核电站及非核领域管板产品圆周焊接接头中进行推广应用。

超大型容器牛眼式局部焊后热处理模拟分析与工程应用

大型容器插入板与筒体传统牛眼式局部焊后热处理易发生开裂,通过有限元模拟方法分析了大型插入板与筒体焊接接头焊后热处理过程,探讨了整圈一次加热、整圈一次加热+垂直焊缝加筋板、整圈一次加热+垂直焊缝加筋板+辅助加热3种热处理工况的应力和变形情况,采用优化的焊后热处理工况进行了工程实施应用。结果表明,垂直焊缝布置加筋板可以显著改善焊后热处理过程中焊接接头及其周边区域的残余应力和变形;筋板高度和长度越大,残余应力和变形降低效果越好。研究结果为超大型容器大尺寸插入板牛眼式局部焊后热处理的工程应用提供了一种解决方法。

CAP1400核电站SA738 Gr.B埋弧横焊工艺

目前CAP1400核电站钢安全壳环缝(材料SA738 Gr.B)焊接以焊条电弧焊为主,效率低、成本高。在热处理和非热处理条件下进行埋弧横焊工艺试验,并对焊材适用性、试件制备要求、无损检测、机加工取样及破坏性试验结果进行分析。结果表明,采用的焊材满足SA738 Gr.B钢板焊接技术要求,埋弧焊工艺稳定可靠,核电站钢安全壳筒体环缝可采用埋弧横焊工艺进行焊接。

钢制安全壳焊后热处理工程应用与建议

根据钢制安全壳的结构尺寸、建造方式和焊后热处理要求,分析对比了适宜钢制安全壳焊后热处理的加热方式,并通过应用证明了局部焊后热处理的可行性。结合工程经验,提出了推动厚度小于60 mm的SA-738 Gr.B钢板免除焊后热处理,或采用超声波冲击处理代替焊后热处理的建议。

核电厂结构模块成品防护工艺及其应用

针对核电站结构模块的产品特点,对其成品保护工艺进行了分析,提出了内表面采用水基阻锈剂,外表面采用可剥涂层及防锈油的综合防护方案。该方案工艺简单,具有良好的施工经济性和较高的施工效率,防护效果稳定可靠。

第三代核电CVS混床及阳床压力容器焊接工艺控制

在第三代核电机组的相关设备中,CVS混床及阳床为奥氏体不锈钢材质的高压容器,其筒体壁厚达到122 mm,且没有人孔设计,封头与筒体环缝只能从单侧进行焊接,对焊接工艺及焊接质量的控制的要求高,且任何焊缝缺陷的返修难度较大,会对焊缝质量产生较大的影响。通过对焊接工艺、焊接质量控制及焊接收缩量制定了控制措施,产品最终焊缝质量满足设计要求,为类似不锈钢厚壁容器的焊接提供了参考依据。

压力容器壳体局部应力校核限制条件分析

介绍了HG/T 20582—2020 《钢制化工容器强度计算规范》、 JB 4732—1995 《钢制压力容器——分析设计标准(2005年确认)》、 ASME BPVC.Ⅷ-1—2021 “Rules for Construction of Pressure Vessels Division 1”及ASME BPVC.Ⅷ-2—2021“Rules for Construction of Pressure Vessels Division 2—Alternative Rules”中关于外载荷作用下压力容器壳体局部应力的校核条件,并结合材料的安全系数,举例对各标准中局部应力校核限制条件进行分析讨论。认为ASME规范中的局部应力校核条件合理,对HG/T20582—2020、 JB 4732—1995中局部应力校核限制范围提出了建议。

钢制安全壳分段局部焊后热处理工艺的应用

焊后热处理是钢制安全壳制造的关键工艺之一。根据钢制安全壳的建造特点,补强板与壳体焊接接头宜采用分段局部焊后热处理。对两个典型的补强板与壳体焊接接头分段局部焊后热处理工艺和其应用效果进行了对比。结果表明,采用垂直于焊缝设置加筋板的柔性调控技术和分段对称式加热相结合的工艺,能有效规避大型补强板与壳体焊缝局部焊后热处理的焊缝表面裂纹,具有工程应用性。

电熔增材EAM336-F12低合金高强度钢焊接工艺

EAM336-F12是基于核电主蒸汽管道用ASMESA336Gr.F12锻件标准、采用电熔增材技术制造的新型材料,为掌握该材料的焊接工艺性能开展了相关研究。通过碳当量分析法分析该材料的淬硬倾向及冷裂纹敏感性,确定了焊前预热温度,并分别在焊态和焊后热处理态下对焊接接头进行拉伸、弯曲、冲击的力学性能试验,金相检验和化学分析试验。试验结果均满足ASMESA336Gr.F12要求,表明该材料具有良好的焊接性。

AP1000机组钢制安全壳模块化建造实践的设计与安装优化

"模块化建造"是AP1000核电技术提出的重要理念,可以有效缩短建设工期。在AP1000依托项目钢制安全壳的建造过程中,受设计、制造、施工进度等各方面的影响,部分施工在核岛完成,对安全、质量、进度均产生了一定程度的影响。文章根据依托项目钢制安全壳的建造实践,从设计、车间预制及现场安装三个方面总结优化建议,提高模块化建造水平,同时对节约的工期进行了量化分析。

核电站用钢制安全壳纵焊缝的焊后热处理畸变

基于SYSWELD软件对钢制安全壳筒体环建立了有限元模型,对拟定的筒体纵焊缝热处理工艺采用有限元法进行了模拟分析,计算了热处理后的畸变和残余应力,并将数值模拟分析的畸变数据与实测数据进行了对比,证明了拟定的工艺满足产品技术要求,可为超大型容器局部焊后热处理提供参考。

焊后热处理对SA517 Gr.F焊接接头力学性能与组织的影响

为更好地掌握焊后热处理(PWHT)对SA517Gr.F调质钢焊接接头性能的影响,对SA517Gr.F调质钢手工电弧焊(SMAW)焊接接头进行了焊态(AW)与PWHT试样力学性能和组织分布特征的对比分析研究。分析结果表明:PWHT与AW相比,焊接接头室温拉伸和360℃高温拉伸的抗拉强度均有所下降;焊缝和热影响区(HAZ)峰值硬度降低。PWHT降低了焊接接头的残余应力,但未能改善焊缝和HAZ的冲击性能。建议对于SA517 Gr.F调质钢若满足ASME规范案例N-71-18条件,可免除焊后热处理。

2MWt液态燃料钍基熔盐实验堆滞留盘管优化设计

液态燃料钍基熔盐实验堆滞留盘管是熔盐堆尾气处理系统的重要核安全级设备,为尾气中短寿命核素衰变提供封闭环境,同时去除衰变热,降低其后碘吸附床和活性炭吸附床的温度。本文介绍了业主提供的2 MWt液态燃料钍基熔盐实验堆滞留盘管原设计方案中存在的问题及结构优化后的新设计方案。优化后的滞留盘管设计方案具有散热性好、泄漏点少(焊缝少)、容易施焊、便于检测监控维修、用材少等优点,具有较好的可靠性和经济性。