高压加热器传热管胀管区焊缝超声检测

某设备制造厂在进行某核电厂高压加热器完工后的气密性试验及水压试验过程中,发现个别管板胀接区域传热管存在泄漏现象。经相关试验及分析确定,所采用的TP439传热管具有缺口敏感特性,焊缝中个别未超标缺陷在胀接压力下扩大,从而导致泄漏。笔者介绍了针对此种传热管胀管区域焊缝的超声检测技术。     

CPR1000核电机组凝汽器传热管涡流检测策略对比与优化

凝汽器是核电厂热力循环系统的重要设备,国内CPR1000核电机组在大修期间均会安排对凝汽器传热管进行涡流专项检测,通过对检测策略中的检测探头、检测计划和检测结果3个方面进行对比分析,发现其均采用轴绕式探头,但是对检测结果的处理方式不同,且在制定检测计划时,均考虑了易发生损伤的外圈厚壁管,但是对于外圈薄壁管和内部管束的选取各不相同。对此,提出了检测优化策略,对后续凝汽器钛管涡流检测策略的制定具有指导作用,以确保凝汽器运行的安全可靠。     

凝汽器管泄漏在线检测系统的开发

在分析各种凝汽器管泄漏检测方法的基础上，针对凝汽器泄漏的检测现状提出了基于示踪气体的凝汽器管泄漏在线检测系统。该系统把六氟化硫气体作为示踪气体，用两相流的方法喷射到凝汽器管中，如有泄漏则将进入真空室，在尾气中收集示踪气体并由此判断是否存在泄漏及确定泄漏的区域。检测系统主要包括气体处理和喷射系统、漏孔定量和定位系统及自动控制系统等。电厂的应用证明系统能够达到理想的效果。     

核电站化容系统氦检漏技术研究

容积控制箱作为核电厂化容系统重要组成部分,在机组运行期间,其上部覆盖含氢的放射性气体。该系统的泄漏,将会导致一回路放射性气体、以及危险性的氢气的释放,从而对机组及环境造成危害。本文介绍了通过核电厂容积控制箱相关系统管线的氦气泄漏检测方法的研究,掌握正压氦检漏在系统检测中的应用方法。     

汽轮机凝汽器泄漏的涡流检测与分析

为查找凝汽器泄漏原因,对已经发生泄漏的凝汽器钛管周围管进行了涡流检测。结合两个典型的涡流阻抗信号,利用标准检测程序功能制作了标定曲线,可准确计算钛管减薄量。结合视频功能,得出影响凝汽器钛管泄漏的原因在于外壁缺陷与机组启停产生的应力共同作用,而外壁缺陷的根源是与支撑隔板间的碰损,支撑隔板安装的垂直度及每行的同心度影响着支撑隔板与钛管的装配间隙,在机组运行中隔板会导致钛管的外壁缺陷。     

蒸汽发生器传热管中接近管的涡流检测

针对在蒸汽发生器制造过程中,由内部倒置的相邻U形管安装误差引起的间隙距离变小而发生传热管接近的问题,在实验室条件下利用与国内某核电厂已发生接近的两根传热管的规格和工艺完全一致的试验管进行试验,得到接近管正确的涡流检测方法以及传热管接近距离和涡流幅值的关系。     

核电厂常规岛氦气泄漏检测的反应时间

主要介绍了核电厂常规岛真空系统及部件的氦质谱检漏检测工艺,通过各个核电厂真空系统的检测情况,分析了检漏检测工艺响应时间的影响因素以及响应时间的差异,为同类核电厂真空系统及部件的氦气泄漏检测提供参考。     

凝汽器管板区传热管的涡流MRPC探头检测

为了解决凝汽器传热管在管板区的涡流Bobbin探头检测存在的检测盲区,文章提出了采用MRPC探头检测这一区域的方法。通过试验研究,区分了不同类型缺陷信号并归纳了不同类型缺陷的信号特征。通过建立伤深-相位曲线,实现了对于不同类型人工缺陷的缺陷深度测量。为了检验该方法的有效性,采用该方法检测了模拟管板传热管中不同位置的人工缺陷,取得了良好的检出效果,深度测量值与实际值接近。     

阵列探头在传热管管板区涡流检测中的应用

传统上采用Bobbin探头进行凝汽器传热管涡流检测时存在管板盲区问题。基于传热管管板区涡流检测需求,研究了CXB型阵列探头在此领域的应用。通过设计制作凝汽器模拟管板,开展了试验研究。试验发现,CXB探头能够有效解决涡流检测中Bobbin探头在传热管管板区存在的盲区问题。同时,试验解决了CXB探头对于缺陷的定量评定难题。最后给出了现场检测中的实际应用结果。     

核电厂汽轮机低压转子叶片叶根超声检测技术

汽轮机低压转子是核电厂重要的转动设备,高速旋转的过程可能导致叶片叶根裂纹的产生,从而影响到低压转子的安全运行。介绍了针对汽轮机转子末三级叶片叶根采用的超声检测方法,通过对叶片叶根超声检测技术研究,掌握叶片叶根缺陷信号的判断方法。现场检测结果表明开发的检验技术应用效果良好,在保证核电厂汽轮机安全、可靠运行上起了重要的作用。     

压水堆核电站常规岛管道材料制造质量的控制

压水堆核电站中存在着大量以输送介质或传热为目的的管道系统,对各功能系统的承压边界以及整个电站的安全性有重要影响.主要探讨压水堆核电站常规岛主要管道材料的制造,引入风险分析,探讨影响管道质量的主要因素,并提出管道材料制造过程中的质量控制因素,以指导管道材料的制造监督.     

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 文章考察了核电站用钛板换热器裂纹、穿孔等失效现象,采用断口分析、表面宏观和微观形态分析、材料化学成分分析、金相组织分析等方法分析换热器失效原因。结果表明：钛板换热器成形加工的强烈变形区存在较严重的损伤缺陷,并且在工作中存在振动,是导致钛板换热器疲劳开裂失效的主要原因;海水侧微粒的冲蚀作用是换热钛板穿孔失效的主要原因。     

核电站换热器腐蚀失效原因分析

通过对大亚湾、岭澳核电站换热器失效案例进行调研,分析了引起核电站换热器腐蚀失效的原因,并进行机理分析,最后对核电站换热器的防腐蚀管理及维修策略管理提出建议。     

宝钢技术中心持久蠕变试验技术

持久蠕变试验已经成为评价耐热钢高温长时性能最重要的手段之一。近年来,随着高压锅炉管、核电用钢以及压力容器用钢等耐热材料的不断发展,对于持久蠕变试验的需求也越来越大。本文主要介绍了宝钢技术中心从08年开始对持久蠕变实验室进行改造的情况以及改造后试验能力的提升,并且介绍了运用长时持久数据进行寿命预测的相关方法和结果。     

核电站蒸汽发生器管板锻件热处理质量控制研究

以某百万千瓦级核电站蒸汽发生器管板锻件的生产为例,针对管板锻件的特点,研究热处理工序中影响产品质量的主要因素,系统地分析如何控制其热处理过程的关键环节,从而获得满足产品使用要求的优质产品.     

Effect of modifying additions in the composition of agglomerated fluxes on the structure and properties of the metal of welded joints in Cr–Mo–V heat-resisting steel

Automatic submerged-arc welding is used widely in the manufacture of nuclear power plant made of heat resisting steels. Solving the problem of producing welded joints with the strength equal to that of the parent metal, is important to replace fused fluxes in welding by high basicity agglomerated fluxes.     

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。     

Use of Microspecimens for Evaluating the Residual Life of Equipment and Piping of VVÉR Reactors

The mechanical properties and structure of the metal of circulation pipelines from steel 10GN2MFA in the initial condition and after 100,000 h of operation at power generating units Nos. 1 and 2 of the South-Ukrainian nuclear power plant (NPP) and unit No. 1 of the Zaporozhe NPP (VVÉR-1000) are investigated. Standard specimens and microspecimens are tested for determining the correlation between properties. The obtained data are analyzed and recommendations are given on the use of microspecimens for checking the mechanical properties and structure of the metal of permanent equipment and piping of generating units of nuclear power plants.     

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.     

核电用不锈钢双钨极氩弧焊接头组织与性能

针对核电站乏燃料不锈钢水池6 mm厚的304L不锈钢板材,采用高效双钨极氩弧焊工艺焊接试板,对双钨极氩弧焊接头进行拉伸性能、冲击性能、弯曲性能、硬度、金相组织、铁素体含量、抗晶间腐蚀性能及粗晶区晶粒度评级等试验研究. 结果表明,采用双钨极氩弧焊焊接核级304L不锈钢材料,焊接接头综合性能良好;双热源的工艺虽然增加了热量,但金相组织仍为奥氏体和少量铁素体的典型形貌,铁素体含量在5% ~ 12%范围内,同时焊接接头粗晶区未发现明显的粗化现象,具备一定的抗热裂性能且保持了良好的塑韧性;晶间腐蚀试验未发现接头有敏化现象,表明该焊接接头耐腐蚀性能优良. 综上试验说明核电站不锈钢水池双钨极氩弧焊接头综合性能可靠.