聚焦卓越绩效质量管理目标 打造核电专业化技术服务平台——苏州热工研究院有限公司卓越绩效中的“设备质量控制与可靠性管理”

自2012年起导入卓越绩效管理模式,苏州热工研究院有限公司通过对卓越绩效方法论的学习与实践,近年来营业收入实现了每年20%以上的复合增长率,2016年收入突破11亿元,技术水平、服务质量和经营管理绩效得到了快速提升,2017年荣获苏州市市长质量奖。

铸造低合金钢回火焊道与焊后热处理焊接接头性能对比研究

为评估回火焊道工艺在铸造低合金钢焊接中的应用效果,研究回火焊道工艺能否替代传统的焊后热处理工艺。采用焊条电弧焊(SMAW),选用R307、R407焊条分别对A217 WC6和A217 WC9进行焊接。控制预热温度、电流、电压、搭接率和层厚,以实现回火焊道工艺。焊后对接头进行金相、硬度、拉伸、冲击和侧弯试验。试验结果表明,A217 WC6焊接接头在焊态和热处理态下的性能均满足标准要求,而A217 WC9焊接接头在焊态下的冲击功小于母材,侧弯试样在熔合线附近出现表面裂纹,且硬度明显高于热处理态。分析表明,回火焊道工艺能有效改善A217 WC6钢焊接接头的组织和性能,可替代焊后热处理。但在A217 WC9钢的焊接中,回火焊道工艺未能达到改善组织和性能的目的,焊接接头性能不满足标准要求,不能替代传统的焊后热处理工艺。

核电厂调节阀阀杆高硬低摩DLC涂层工艺优化研究

通过调整工件偏压和W掺杂靶功率等工艺参数,研究不同工艺对阀杆DLC膜层性能的影响。利用拉曼光谱研究了不同DLC涂层的化学成分和结构,并采用纳米压痕和显微划痕对涂层的力学性能进行了测试。同时,通过摩擦磨损试验评价了复合涂层的摩擦学性能。结果显示,1200V工件偏压下得到的DLC涂层具有更高的硬度和较低的磨损率。W掺杂的DLC涂层附着力更强,但硬度较低,磨损率较高。这项研究为后续制备高硬低摩DLC涂层工艺设计提供参考。

长时服役后HR3C耐热钢的微观组织与拉伸性能变化研究

碳中和技术成为火力发电的最有效解决方式之一,HR3C奥氏体耐热钢因其具有优异的高温性能而成为超超临界机组使用的典型高温部件材料。采用SEM、TEM、EBSD等技术对未服役样品和服役时长分别为35564、67705 h的样品进行微观组织观察,同时对几种材料的室温拉伸和高温拉伸性能进行了测量。结果表明:HR3C耐热钢具有良好的高温稳定性,在晶粒组及能源革命的大背景下,超超临界发电织与未服役样品一致,仍为孪晶奥氏体组织。此外,服役后HR3C的大角晶界处出现连续分布的M23C6相,并在晶界附近观察到纳米级NbCrN相。长时服役后其室温拉伸性能和高温拉伸性能与未服役样品并无明显变化。

非安全通风冷却水系统水质净化工艺的研究与应用

通过对非安全通风系统冷却水系统水质污染特性及影响因素进行分析,结果表明:引起水质透光率不合格的主要原因为系统的铁腐蚀产物在水中的悬浮物胶体引起;通过实验室筛选试验和现场效果验证,采用1μm+0.2μm滤元两级过滤+钠型阳树脂交换器(旁路备用)的工艺,实现了净化工艺和系统出口透光率≥90%、出水回收率≥90%的目标,解决了系统透光率低的问题,达到了节约生产用水、减少废水排放、减少设备腐蚀的目的。

受限空间P22钢自动焊接工艺及应用研究

为了解决受限空间内部在线维修的难题,进行了自动焊接工艺的研发,基于P22低合金钢,根据标准和工程应用实践经验,优选出合适的工艺参数,对焊接接头进行无损检测、微观组织和力学性能测试,结果均满足标准要求,论证了自动焊接工艺参数的可用性。在某电厂进行了工程应用,修复完成后各项检测均合格,进一步验证了自动焊接工艺的实用性,为受限空间在线维修提供了自动化修复方案。

关于核电厂压力容器顶盖热套管磨损下沉导致控制棒卡涩问题的研究

热套管在国内被认为是控制棒驱动机构的部件之一,其吊挂在驱动机构密封壳底部,采用非固定式安装结构形式。欧美核工业界一般把热套管视为压力容器顶盖的内部构件之一,对控制棒驱动杆起导向作用,同时对顶盖贯穿件起保护作用。在冷却剂的流动冲击下,热套管会发生振动并与密封壳底部互相磨损,致使热套管下沉甚至断裂,从而可能会导致控制棒卡涩。此类问题对于我国M310及其改进型机组具有较高的反馈价值。本文将分析国内外核电厂压力容器顶盖热套管磨损下沉导致控制棒卡涩问题的研究现状、事件原因和维修策略,并提出合理建议。

核电厂放射性污染金属工具干冰去污工艺应用研究

为解决核电厂沾污金属工具存放难问题,本试验在非放射性下油漆为研究对象,采用干冰清洗设备,选取干冰流量和气体压力为研究参数,以去污面积率为评价标准,获得干冰去除油漆的作用规律。最终在核电厂进行干冰去污工程化应用。结果表明,干冰去污过程中,干冰流量及气体压力数值越大,对油漆的去除效果越好;参照电厂内可循环使用工具污染水平标准,放射性污染金属工具干冰去污后合格率可达到50%~60%,可有效减少污染金属工具在核电厂的存储空间。

核电厂钨基屏蔽材料制备工艺及性能研究

为满足对核电站新的防辐射要求,采用高能等离子喷涂技术在45钢板上制备了W、W-Ni和W-Ni-Cr涂层,检测了涂层的显微组织、硬度、结合强度和成分分布,并采用实验室放射源测试研究了涂层和铅的屏蔽性能。结果表明:与W和W-Ni-Cr涂层相比,W-Ni涂层较均匀致密,孔隙率较小,为4.7%,硬度高达500~550 HV0.3,结合强度高于67.5 MPa;W-Ni涂层的屏蔽性能最佳,4 mm厚W-Ni涂层的屏蔽效果是相同厚度Pb涂层的1.16倍。

基于激光同轴送粉工艺的42CrMo材料成形工艺性能研究

42CrMo材料被广泛用于螺栓紧固件制造,材料恶劣服役工况常导致螺杆腐蚀、螺纹失效及螺杆断裂。采用激光同轴送粉工艺开展了42CrMo材料块体成形试验,基于单道成形试验参数优选、单层多道成形试验工艺性分析及块体成形试验性能测试,完成了42CrMo钢材料激光同轴送粉工艺验证及性能表征。分析表明,采用激光功率1800 W,扫描速度13.33 mm∕s,搭接率50%,可以实现42CrMo钢良好成形。组织分析发现,熔覆层组织致密,结合界面良好,呈典型的铁素体+珠光体组织;材料拉伸试验表明,激光成形42CrMo钢材料平均抗拉强度高达746 MPa,断口为典型韧性断口形貌。研究结果可为42CrMo钢激光大尺寸成形提供工艺借鉴。

核电主泵氮化硅环金刚石涂层改性工艺及性能研究

针对核电主泵机械密封泄漏量参数异常的问题,本文提出对氮化硅密封环进行金刚石涂层表面改性的技术方案,以改善氮化硅环表面的力学性能及耐磨性能。本文采用热丝化学气相沉积法在氮化硅表面沉积纳米晶金刚石涂层,并通过SEM、XRD、Raman等分析测试方法分析了纳米晶金刚石涂层的表面形貌、晶粒尺寸及成分组成情况。同时,还对涂层的硬度和涂层与基体之间的膜基结合力进行了测试,并探究了沉积气氛中甲烷浓度对涂层性能的影响规律,揭示了影响涂层性能的关键因素,构建了涂层微观结构与宏观性能之间的关联。

钨基屏蔽体激光选区熔化工艺性能研究

为获得高密度、无裂纹、无孔隙等缺陷的钨基合金屏蔽体,选用激光选区熔化(Seleetive laser melting,SLM)技术对等离子球化钨基粉末进行钨基屏蔽体试样制备,通过调整激光扫描速度对工艺进行优化。结果表明,在最佳工艺参数下(激光功率400 W,扫描速度500 mm/s),SLM技术制备的钨合金的平均密度为17.89 g/cm^(3),平均显微维氏硬度为354 HV,制备的钨基屏蔽体内Ni粘结相紧密包裹呈弥散分布的钨颗粒,使得合金具有较大的密度。

热预应变对反应堆压力容器材料断裂行为影响研究

压水堆核电站反应堆压力容器(RPV)辐照脆化问题是制约其长期安全服役的主要因素,现有的美国ASME和法国RCC-M规范尚未充分考虑RPV用钢(铁素体材料)的热预应力(WPS)对断裂评价的有益影响。针对某RPV材料(16 MND 5),采用标准CT试样进行室温加载(L)、保持载荷降低测试温度(C),最后加载直至断裂(F)的测试方案(LCF的测试过程)。试验结果表明,在LCF的最后低温断裂阶段,RPV材料实际断裂韧度为基于RCC-M规范预测结果的两倍左右,也明显高于主曲线预测的断裂失效概率为95%对应的材料断裂韧度。因此,在RPV寿期末的脆性断裂评价中,考虑WPS效应会显著提高其安全性能评估裕量。

反应堆压力容器大型锻件热加工质量控制研究

目前国际上普遍采用锻件制造反应堆压力容器,反应堆压力容器锻件的热加工的质量控制直接关系到反应堆压力容器部件的质量,反应堆压力容器部件制造质量是能否满足设计质量的关键。以某百万千瓦级核电站反应堆压力容器顶盖法兰锻件的生产为例,针对锻件的特点,控制生产中重要工序的质量影响因素,过程控制中应注意的问题和避免出现质量问题的关键。分析如何通过对热加工质量的过程控制,得到满足设计要求的合格产品。主要涉及到炼钢、锻造、热处理等工序过程控制的实施。

基于机器视觉定位的管式换热器高压清洗技术研究

针对换热器管束定期清洗的需求,研究基于机器视觉定位的换热器高压清洗关键技术;通过机械臂、视觉相机和穿行于管束内部喷头的便捷型驱动机构等,解决了喷嘴定位精度、位置数据与机械臂间驱动通讯的问题,实现管束的智能化自动清洗。经试验验证,基于视觉辅助定位技术提高了喷枪在管束间位置切换的定位精度和清洗的稳定性,满足管式换热器自动高压清洗的工程需求。

A335P92钢管局部热处理温度场有限元模拟研究

利用ANSYS有限元软件建立了A335P92钢管电加热带局部热处理的有限元模型,模拟了热处理过程中温度场的分布规律,计算了管道规格、升温速率、加热宽度、保温宽度、内壁换热系数对管道恒温阶段内外壁温差的影响规律,提出了A335P92钢管焊后局部热处理时需要重点注意的事项。

核主泵静压轴封极限工况下运行可靠性研究

核电厂一回路主泵静压轴封现场运行期间,多次出现超出厂家运行技术要求的工况,由于缺乏主泵静压轴封运行参数影响机理研究,严重制约着轴封极限运行工况下的可靠性分析和评价。依托CPR1000核电机组100型核主泵双锥角静压轴封,提出一种流固耦合分析数值模型,系统阐述了极低压差、极限温度、内外锥角等关键因素对密封泄漏特性的影响机理。通过对极限工况运行可靠性进行研究,提出极限运行工况建议值,即压差不低于0.6 MPa,极限注入温度不高于100℃。可以为现场核主泵静压轴封极限工况下运行可靠性评价提供量化参考和指导。

P92新型耐热钢焊接接头的力学性能研究及其工程应用

针对超超临界(USC)机组主蒸汽管道用大径厚壁新型铁素体P92钢管,主要分析了P92钢焊接接头的力学性能,介绍了其焊接接头性能试验结果及其在邹县电厂的应用情况,为P92钢的焊接工艺评定及其工程焊接工艺规程的制订奠定了技术基础。

核电站放射性污染金属部件激光复合去污技术研究

探究放射性污染金属部件的清洁解控或重新利用新技术,可用于减少核电站废金属产生量。本研究针对锈蚀的4140钢,提出激光复合去污技术,并与单一的干冰去污和激光去污进行对比试验。通过对基体试样的微观形貌、成分分布、金相组织、三维形貌进行测试,分析其表面粗糙度、显微硬度的变化趋势,以确定激光复合去污效果,最后在核电站中实现工程验证。测试和验证结果表明,激光复合去污技术可将4140钢表面的锈蚀层完全去除,获得最佳的去污效果,且不影响基体材料的成分、组织及力学性能。沾污电机叶轮去污后表面沾污水平均<0.4Bq/cm^(2),表面接触剂量率均<40nSv/h,达到核电站固体废物清洁解控标准。因此,激光复合去污技术可为核电站放射性污染金属部件的去污提供新方法,实现废物最小化。