压力容器主泵接管焊接技术研究

通过对反应堆压力容器主泵接管环焊缝全位置焊接与横焊位焊接应力数据模拟对比试验,预测主泵接管焊接后焊接变形趋势和变形量。优化焊接位置、坡口形式,最终满足主泵接管轴向中心线与容器筒体轴向中心线距离尺寸要求。     

主泵泵壳与安全端焊接接头的设计及制造

对核岛一回路中主泵泵壳与进、出口安全端焊接接头的工作环境、结构设计以及制造等方面进行探讨     

核主泵泵壳补焊的工艺优化研究

核主泵是核反应堆压力边界内的唯一能动设备,泵壳作为核主泵的承压边界部件,不可避免的存在补焊,其质量对于核主泵长期安全、可靠运行具有重要意义。泵壳材料为奥氏体不锈钢,如果焊材选择不当或焊接工艺条件及过程控制不合理,焊接接头很容易产生晶间腐蚀的倾向。对于泵壳多次补焊的情况下,相邻凹坑补焊时,后补焊对之前实施补焊热影响区是否有影响等事宜,开展了一系列的试验研究。通过焊接方法的选择、焊材及试验方案的确定,经焊接规范参数的优化,并按照ASME标准第IX卷和第Ⅲ卷NB分卷开展了焊接工艺评定试验、焊接试板的X射线探伤、焊接接头的晶间腐蚀、热影响区的模拟等试验,证明ER308L和E308L-15可分别用于泵壳精加工后及精加工前的补焊,满足相关标准和合同等要求。     

核主泵屏蔽套近无缺陷激光焊接技术

针对我国AP1000核主泵屏蔽套焊接过程存在的问题,提出一种近无缺陷激光焊接技术,实现屏蔽套材料Hastelloy C-276的优良焊接成形。分析激光焊接过程对材料微观组织的影响规律,评价核主泵温度条件下焊接接头拉伸性能;研究焊缝在酸碱盐中的电化学腐蚀行为,评价焊缝耐腐蚀性能。通过有限元法计算屏蔽套焊接变形特征,揭示横向收缩变形对制造精度的影响。结果表明,所提出的脉冲激光焊接技术可以实现核主泵屏蔽套材料的优良焊接成形,焊缝处无明显焊接缺陷;在核主泵温度条件下,焊接接头力学性能与母材基本相当,可以保证长使役可靠性;焊缝在中性及酸性环境下,腐蚀性能均优于母材,提升了焊缝的可靠性。通过模拟计算发现激光焊接会导致焊接样件发生横向收缩变形,但该变形大小仅为屏蔽套制造精度的1/10,焊接精度完全满足屏蔽套制造要求。     

大型插入式斜接管与筒体焊接工艺及变形控制技术

气化炉大型插入式斜接管与简体的焊接由于接头形状特殊,熔敷金属量大,是气化炉制造的难点之一.国内外一般采用手工电弧焊,效率低,成本高.介绍了用于气化炉斜接管与筒体接头的埋弧自动焊工艺以及焊接变形控制技术的要点,分析了接头焊接特征,对产品接头的焊接从开孔、装配、预热后热、层间温度控制、焊接工艺、变形控制和变形实时检测以及最终的检查结果作了较全面的讨论.     

核电站接管安全端异种金属焊接接头残余应力预测的研究现状

接管安全端异种金属焊接接头是压水堆核电站中连接主设备低合金钢压力容器接管嘴与不锈钢管道的一种典型结构,易发生一次侧应力腐蚀开裂,而焊接残余拉应力是造成此种应力腐蚀开裂的主要因素之一.因此,准确评估接管安全端异种金属接头的焊接残余应力分布至关重要.通过有限元模拟研究焊接残余应力旨在保障核电设备的结构完整性.介绍了接管安全端异种金属焊接接头的结构、材料与焊接工艺特点,综述了有限元模拟方法预测异种金属焊接接头残余应力分布的数值计算工作和典型流程,以及诸多因素对有限元模拟异种金属焊接接头残余应力的影响.     

压力容器壳体接管角接接头焊接工艺的探讨

角接头是压力容器壳体与接管连接的主要形式之一。由于接管角接头受力复杂,焊缝部位应力集中,且焊缝不易做内部检测。因此,焊接工艺是保证接管角接头焊接质量的重要手段之一。     

冲压泵叶轮后侧腔体结构对泵水力性能的影响

选取MDP64-20型立式多级冲压泵作为研究对象,在泵腔喉部宽度确定的基础上,选取平面隔板、曲面隔板、L型隔板和型线隔板4种腔体形式进行研究。通过数值模拟,经过流场分析、性能曲线分析,比较4种隔板对冲压泵水力性能的影响,确定最佳结构。研究结果表明,在小流量工况下,型线隔板的设计能较好地改善液体流动,减小水力损失;在较大流量工况下,冲压泵效率受到导叶入口处流动、泵腔内部流动两方面综合影响,平面隔板和型线隔板较为优异。     

三代非能动蒸汽发生器焊接与热处理质量控制

对三代非能动蒸汽发生器焊接与热处理质量控制进行了研究,从上部壳体接管焊接、水室封头出口接管隔离层堆焊、水室隔板焊接、水室封头出口接管与壳体焊接等方面分析了焊接的质量控制,从焊后热处理要求、管板与水室封头环缝焊后热处理、局部热处理传热管防凹痕等方面分析了热处理的质量控制。通过焊接与热处理质量控制,保证了三代非能动蒸汽发生器的制造质量。     

压力容器接管与壳体装焊的质量控制

分析了压力容器接管与壳体组装结构对压力容器安全运行的影响。论述了接管与壳体组装与焊接过程中质量控制的重要性及质量控制要素。最终获得能够满足使用要求的接管与壳体焊接接头。     

主索鞍薄隔板与铸钢窄间距自动化焊接技术研究

传统的悬索桥主索鞍隔板与铸钢本体的焊接为窄间距焊接,通常采用人工断续焊接,由于隔板空间狭窄,焊接操作难度大,焊缝质量不易保证,焊缝外观成型差。通过采用专用焊接设备的窄间距焊枪进行主索鞍薄隔板与铸钢本体的自动化断续和连续焊接试验,在控制焊接变形的情况下,有效地保证了焊缝质量和焊缝成形外观,为后续主索鞍薄板与铸钢的自动化焊接提供了有效的技术支撑。尤其是薄隔板与铸钢件窄间距内的连续焊缝的焊接,进一步提高了主索鞍产品结构的稳定性和可靠性。     

用于核主泵屏蔽套的哈氏合金薄板激光焊接工艺基础

<正>第三代核电站(AP1000)用非能动式核主泵采用屏蔽式电机,而屏蔽式电机中屏蔽套的精密制造是保证核主泵正常工作的基础。套体材料为超薄哈氏合金(Hastelloy C-276),制造过程包含对套体进行焊接加工,这是核主泵屏蔽套制造过程的难点和重点。本文针对超薄大长径比Hastelloy C-276合金屏蔽套的焊接要求,采用激光焊接技术,提出焊接参数优化准则,在减小焊接热影响区的基础上,对焊接区域进行显微组织观察分析,并结合原始材料的力学和耐腐蚀性能,对焊接区域进行     

索鞍整体隔板窄间距焊接技术研究

瓯江北口大桥中塔主索鞍采用整体竖向隔板结构,隔板与鞍槽底部采用熔透型坡口焊缝,增强了隔板与鞍槽之间的连接结构强度及隔板自身的结构强度,整个鞍头抗剪切能力强,提高了主索鞍结构的稳定性和可靠性,通过主鞍竖向隔板窄间距焊接工艺试验,保证整体隔板在鞍头本体鞍槽内窄间距条件下,用方便的组焊方式有效、可靠地实现坡口熔透焊缝连续焊接...     

CAP1400核电站接管和安全端焊接变形与残余应力研究

系统研究了CAP1400核电站接管和安全端模拟件焊接变形与残余应力分布特点。接管和安全端在焊接过程中焊接变形主要集中于焊接的初始阶段,焊接1/4厚度时,变形量为3 mm左右,焊接完成后,焊缝收缩量高达4.5 mm。盲孔法测试结果表明,在整个接管和安全端焊接接头内,环向与轴向焊接残余应力均为拉应力。焊接残余应力的最大值位于安全端镍基堆焊层与对接焊缝熔合线附近,测试结果达到500 MPa。     

整体式接管补强的制造

整体式接管补强多用在疲劳容器上,接管上面的鞍形补强段同时也是壳体的一部分,接管与壳体焊接接头为对接接头,受力情况好,但是接管上的补强部分与壳体的相贯面是一个三维曲面,采用普通机械加工方式无法实现。本文通过建立数学模型,进行数学分析,编制数控加工程序的方式在加工中心机床上实现了曲面的数控加工,同时对铣削过程进行了误差分析。     

外拘束对接管-安全端焊接接头残余应力和变形的影响

接管与安全端的连接是核岛一回路相关设备中典型的焊接接头,利用有限元法探究了外拘束对焊接接头残余应力分布和变形的影响。结果表明,由于接管侧固定,安全端侧的拘束状态明显影响残余应力,若焊接过程中安全端不受外拘束,则接头轴向弯曲明显,焊缝根部由于弯曲效应发生应变硬化,导致根部存在较大的轴向拉伸残余应力;若焊接中安全端进行固定且焊完去除拘束,则可有效抑制焊接接头的弯曲效应,降低焊缝根部的轴向拉伸应力,而环向残余应力仅略有增大,且主要集中在管壁中间位置,同时近外壁和近内壁区域的峰值环向应力也没有明显增大。     

压力容器接管部位的断裂韧性

压力容器接管部位的主要特征为:1.几何不连续,造成应力集中,存在高的峰值应变。又由于受周围广大弹性区的约束,存在显著的应变梯度区;2.由于焊接条件差,容易产生微裂纹等焊接缺陷。针对上述情况,设计了一种模拟试板——带孔异形板拉伸试样。用它测定了16MnR钢在高应变梯度条件下的断裂韧性COD,并与标准试验方法得到的COD值作了比较,认为在容器缺陷评定中,用标准试样值是可以的。并且考虑到容器接管多为焊接结构,对焊接接头的断裂韧性变化进行了研究,给出了16MnR、15MnVR等常用容器钢焊接接头部位的COD值。     

化工常用泵的管路设计简介

泵的稳定高效运行除了确定泵型、工艺参数、过流部件材质、密封方案等以外,还要做好其工艺管道上的阀门、过滤器、吹扫接头等细小部件与不同泵之间的配合。介绍了离心泵、旋涡泵、容积泵等不同类型泵的工艺管线的管径、阀门、仪表、吹扫接头等的一般设置及其作用。     

液压挖掘机泵吸油钢管焊缝开裂分析

分析液压挖掘机主泵吸油钢管焊缝开裂的原因,在实际工况中,通过改进措施,调整焊枪摆放姿势,可以保证两侧钢管熔合良好和焊缝内凹,提高疲劳强度。同时,将搭接接头改为对接接头,减小了应力集中,提高了疲劳寿命。     

压水堆主冷却剂泵的发展

回顾了压水堆核电站主冷却剂泵(主泵)从无密封泵(屏蔽电机主泵)到轴封式主泵又到无密封泵(屏蔽电机主泵和湿定子电机主泵)的发展,介绍并比较其技术特点.