第三代核电主管道的制造技术

介绍了国内外核电主管道制造技术的发展;指出目前国内制造第三代核电主管道的方法是采用实心电渣重熔坯锻造,再通过机加工掏空方式成型主管道的内孔;针对主管道制造传统工艺存在材料利用率低、生产周期长以及质量不稳定等特点,探讨了工艺改进的方向。分析认为:以离心铸造空心锭或电渣重熔空心锭为坯料的空心锻造工艺将最终替代目前的实心锻造工艺。     

大型核电主管道制造技术的发展

美国西屋公司AP1000技术是我国引进的第三代核电技术,由于其设计寿命提高到60年,其主管道制造采用整体锻造技术.接管嘴要求与主管一体锻造而成,而且整根管道(包括弯管部分)不允许有环焊缝,属于典型的形状复杂的异形件锻造,制造难度大.本文阐述了主管道材料和成形制造技术的发展情况,根据AP1000核电主管道整体锻造的要求,...     

第三代核电CAP1000主管道和波动管挤压制坯新工艺

分析了第三代核电CAP1000主管道和波动管实心锻造制坯主要技术难点和挤压制坯新工艺的特点,介绍了CAP1000主管道、波动管挤压制坯研制情况和检验结果。对比分析了实心锻造制坯和挤压成形制坯的优缺点,为第三代核电锻造主管道和波动管新工艺的开发提供参考。     

大型厚壁弯管弯曲半径的特点及测量方法

介绍了第三代核电锻造主管道弯曲成形采用的冷模压弯管工艺、热模压弯管工艺和中频弯管工艺,对三种工艺方法的优缺点和对应的弯曲半径特点进行了分析,对目前核电主管道弯曲半径采用的测量方法进行了介绍和评价,为第三代核电锻造主管道的设计、检测和使用提供参考。     

我国三家制造厂商已具备AP1000主管道制造能力

2010年5月24日,在国家核电技术公司（简称“国家核电”）组织召开的质量鉴定评审会上,评审组一致认为：吉林中意核管道制造有限公司研制的AP1000主管道热段模拟件满足技术规格书的要求,有能力承担AP1000核电站成套主管道设备的制造。此举,标志着我国已有三家制造厂商具备AP1000核电机组主管道制造能力。     

第三代压水堆核电站核岛一回路主管道的选材

根据压水堆核电站核岛一回路主管道的服役环境,结合影响主管道服役质量的因素和第三代核电主管道对材料工艺性能的要求,分析了超低碳控氮奥氏体不锈钢(316LN和X2Cr Ni Mo18.12)作为第三代压水堆核电站主管道用材的优缺点,为第三代压水堆核电站核岛一回路主管道的设计、制造、安装、在役检查和寿命评估提供参考。     

会员之窗

<正>中国二重举行AP1000核电主管道发运仪式(2012-03-16)2012年3月16日,中国二重举行了AP1000核电主管道发运仪式。中国二重承制的山东核电有限公司AP1000核电主管道的所有制造工序已完成,完全满足AP1000设计规格     

核电汽轮机低压转子技术的发展

第三代核电技术是目前国内外核电生产的发展方向,我国已确定引进美国西屋公司AP1000技术建设百万千瓦级核电机组.其中低压转子锻件是目前世界上所需钢锭最大、锻件毛坯重量最大、截面尺寸最大的锻件.本文介绍了这一核电机组关键零部件的材料及成形制造技术的发展状况和发展趋势.     

会员之窗

正中国二重成功签订国核CAP1400主管道供货合同(2013-11-13)近日,二重集团公司与国家核电国核工程有限公司成功签订了国核示范工程——山东荣成石岛湾CAP1400压水堆1#机组主管道供货合同。CAP1400核电机组作为国家"十二五"期间的16个国家科技重大专项之一的子项,具有技术先进、安全可靠、装机容量大、清洁高效的特点。是国家核电在全面引进、消化第三代核电技术AP1000的基础上,通过再创新开发形成的具有自主知识产权的、功率更大的压水堆核电技术品牌,社会意义十分重大。与AP1000主管道相比,CAP1400主管道的尺寸更大,重量更重,制造难度更     

中国二重锻造成功首支AP1000核电锥形筒节

近日,中国第二重型机械集团公司（简称中国二重）成功锻制出首支AP1000第3代核电锥形筒节,标志着公司的核电生产技术又前进了一大步。第3代核电站较2代核电站的运行寿命延长20年,其压力容器关键锻件锥形筒节的技术要求更高。为保证制造出高质量的第3代核电锥形筒节,     

AP1000主管道控制锻造工艺探索

AP1000主管道整体锻件是成形难度较大的一种锻件。通过研究防止表面裂纹产生和控制晶粒细化的方法,确定了主管道锻件成形工艺参数,成功地用于实际产品生产,并取得了满意的效果。     

C型钢热挤压成型技术研究

AP1000压水堆核电机组是当今世界上最先进的第三代核电技术,C型钢为其冷却水塔结构支架.通过工模具、变形、加热、玻璃润滑等方面的工艺创新,采用卧式挤压机成功将材质为TP304L、直径为φ277mm的锻坯挤压成型为C型钢.经检测,C型钢产品尺寸和力学性能均达到了设计要求,并应用于我国AP1000核电站.     

三代核电站EPR与AP1000主管道安装及焊接差异分析

EPR与AP1000主管道焊接均采用窄间隙自动焊的方法进行焊接,文章对EPR与AP1000核电站主管道安装技术要求、施工逻辑顺序及焊接过程进行了详细的对比分析,阐明了二者的异同,为三代核电站主管道的安装及焊接提供了重要的参考。     

AP1000锻造主管道制造技术进展

阐述了AP1000主管道的技术要求和特点,介绍了AP1000主管道的制造技术思路及进展。     

AP1000核电站主管道国产化研制进展

阐述了AP1000核电站用主管道的技术要求和特点,介绍AP1000主管道模拟件国产化研制的主要技术思路及进展,通过联合技术攻关我国企业已经掌握了AP1000整体锻造主管道技术,并成功制造了满足西屋电气工程公司技术规范的AP1000主管道,实现了国产化。     

我国已掌握三代核电安全壳底封头先进工艺

2009年6月18日,全球首套三代核电AP1000钢制安全壳（CV）底封头的最后一批成形钢板从国家核电山东核电设备制造有限公司运往浙江三门核电站一期工程建设现场。第三代核电AP1000在世界核电的发展史上首次采用了在核反应堆压力容器外增加钢制安全壳（CV）的新技术,为圆柱形容器,直径近40m,高度为656m．总重量约3400t,由中间的圆柱形筒体及上下两个椭圆型封头组成。整个安全壳由260块弧形钢板组焊而成。专家介绍．三代核电AP1000钢制安全壳（CV）底封头弧形钢板的典型特征是大尺寸、多曲率、高精度及一次整体模压成型,     

特大型水电台阶法兰锻件工艺技术

4160 mm特大型水电台阶法兰锻件的吨位重、规格大、法兰直径及相邻截面差大,采用传统的芯棒直接卡台+分段扩孔成形法很难保证最终成形尺寸。通过综合分析特大型水电台阶法兰类锻件的关键成形方法和控制难点,创新锻造工艺,首次提出了"实心制坯+分段扩孔成形"的控制新方法;确定实心制坯环节采用带钳把卡台锻造,且下料后增加平整端面工序,分段扩孔环节的压下量按照30~45 mm控制,且每火次扩孔后增加收孔工序;并结合工艺性分析,建立了塑性有限元和结构有限元分析模型,仿真并分析了实心制坯和分段扩孔过程的金属流动规律、金属流动速率及各部位的金属流动速度差,预测了新方案的工艺参数和过程控制,以及实心制坯、分段扩孔的成形效果和质量。通过生产试制,验证了该工艺参数及成形工艺的合理性。     

核电主管道奥氏体不锈钢焊缝的相控阵超声检测

核电主管道采用离心铸造奥氏体不锈钢制造和焊接,其焊接质量直接关系到核反应堆的安全。目前核电主管道常采用窄间隙焊接技术,易产生侧壁未熔合缺陷,采用传统检测方法难以检出此类缺陷。采取理论分析、数值模拟以及超声相控阵检测、射线检测等多种手段相结合的方式,制定了核工程奥氏体不锈钢焊缝相控阵超声检测工艺,实现了相控阵超声检测方法在核电站主管道焊缝检测中的应用。     

海阳AP1000核电站主管道加工技术

AP1000反应堆冷却剂系统主管道作为唯一没有引进国外技术的AP1000核Ⅰ级设备,由国产化整体锻造和弯制而成。由于制造难度大且无经验可借鉴,海阳项目主管道制造成型差,尤其是冷段壁厚与内径偏差较多,坡口加工的难度更大。研究主管道安装中的坡口加工,通过激光跟踪测量及3D建模技术的应用,采用偏心加工、斜面加工等方法,管控加工过程的质量风险,加工结果超出设计变更预期,为后续项目的主管道坡口加工提供了参考。     

海阳AP1000核电站主管道加T技术

AP1000反应堆冷却剂系统主管道作为唯一没有引进国外技术的AP1000核Ⅰ级设备,由国产化整体锻造和弯制而成.由于制造难度大且无经验可借鉴,海阳项目主管道制造成型差,尤其是冷段壁厚与内径偏差较多,坡口加工的难度更大.研究主管道安装中的坡口加工,通过激光跟踪测量及3D建模技术的应用,采用偏心加工、斜面加工等方法,管控加工过程的质量风险,加工结果超出设计变更预期,为后续项目的主管道坡口加工提供了参考.