CAP1400核电站钢制安全壳焊后热处理

基于ASME锅炉及压力容器规范第Ⅲ卷第1册NE分卷对焊后热处理的规定,结合CAP1400钢制安全壳结构形式、材质要求,确定需进行焊后热处理的焊缝范围。结合工程建造特点,对贯穿件套筒与补强板焊缝进行炉内整体热处理,筒体纵焊缝、环焊缝、补强板与筒体焊缝进行局部焊后热处理。为控制焊后热处理的变形,筒体纵焊缝采用单条或多条对称加热、筒体环焊缝及设备闸门补强板焊缝采用分段加热方式,通过试验确定局部焊后热处理的加热带宽度、隔热带宽度和厚度,保证均温带温度达到595℃~620℃的设计要求。     

CAP1400核电站接管和安全端焊接接头性能

研究CAP1400核电站接管和安全端焊接工艺性和接头力学性能。结果表明,焊接接头无损探伤和力学性能试验结果均满足设计要求。室温及350℃条件下,SA-508 Gr.3 Cl.2母材与690焊缝金属屈强比基本保持不变,但SA-182 F316LN屈强比下降较明显;焊接热循环导致焊接热影响区冲击韧性降低,在不同冲击试验温度下,SA-508 Gr.3 Cl.2吸收能量基本维持在230 J以上,但-21℃时母材热影响区吸收能量降低至150 J左右。     

CAP1400示范工程核电站配套超大型高压外缸铸件铸造工艺研发

根据产品的结构特点，分析了CAP1400核电项目配套超大型高压外缸铸钢件铸造工艺及成型方案的难点，通过在铸件上合理设置冒口和其他工艺信息，利用MAGMA模拟软件，优化了铸造工艺，解决了铸造问题；采用复合成型技术，解决了铸件成型问题。铸件的实际检测结果表明，各项指标均符合要求。     

CAP1400汽轮机低压转子锻件超声检测分析

针对CAP1400汽轮机低压焊接转子锻件超声检测要求与行业标准要求进行对比分析,并提出了具体的检测程序,明确了相关技术参数和扫查要求。     

CAP1400主管道整体锻造成形和晶粒度控制研究

在分析CAP1400主管道制造难点的基础上,提出一种主管道热段A弯管管坯整体锻造成形和晶粒度控制的方法,取得了较好的效果。     

CAP1400主管道用112t电渣锭研制

利用自主研发的大型电渣技术,生产出CAP1400主管道用超低碳控氮不锈钢SA376 TP316LN 112 t电渣锭。电渣重熔的关键则是有效保证超低碳氮含量、高纯净度和高均匀性。     

承压设备焊后热处理工艺

焊后热处理具有整体性、一次性和终结性等特点,是承压设备制造的关键工艺,但也是最薄弱环节。目前承压设备焊后热处理不规范,大多数公司凭经验操作,热处理后总体效果无正确的评价方法,对承压设备安全已造成重大隐患。安全注册不仅能够解决上述问题,还能提升承压设备焊后热处理技术,推动国内装备制造业关键技术的自主创新。     

核电站设备闸门密封面损伤原因分析与对策

设备闸门是AP1000核电站钢制安全壳上最大的设备,其密封性能是影响放射性物质泄漏的一个重要因素。本文以某核电站设备闸门为例,介绍设备闸门密封面的构造,深入分析了密封面损伤产生的原因和处理措施,并从新材料应用、硬保护改进和成品保护管理方面提出了相应的对策。     

304H高温反应器的焊后热处理

根据某项目要求,对大型304H高温反应器进行焊后热处理,文中给出了不锈钢炉内热处理注意事项,其工艺要求较为复杂。热处理后对焊接试板进行检测、产品表面检查及RT/PT检测气压试验,检测结果满足项目规范及设计图样要求。目前设备已安全运行5周年无质量问题,客户对产品满意,这对我国同类产品热处理有一定借鉴作用。     

三峡永久船闸人字闸门现场焊接热处理工艺

1 工程概况三峡水利枢纽工程永久船闸为双线五级连续船闸，每线船闸由六个闸首和五级闸室组成，每级闸室宽30 m，有效长280 m；每个闸首布置一套人字闸门，共计12套。每套人字闸门设计为左、右对称的两扇组成，每扇门体宽20.2 m，厚3.0 m，门体最大高度38.5 m，最大重量804 t，为便于运输和安装，每扇门体制造时沿水平分成十二个分节，运到安装现场后立拼焊接成整体。人字闸门现场安装程序按吊装一个分节焊接一个分节，合格后再吊下一个分节进行。三峡永久船闸人字闸门由于门体大，工作水头高，其门轴柱、斜接柱均采用低合金厚钢板焊接而成…     

热处理设备(十一)

3.7.2主要技术参数 最大装载量（含工装）：kg;有效装料尺寸：直径×高度mm;有效加热区高度：mm;有效加热区温度均匀性：≯±3℃;控温精度：±1℃;炉壳温升：≯50℃;区数：区井式炉的有关要求可执行标准JB/T 8195.10—2007间接电阻炉第10部分：RF系列强迫对流井式炉。     

焊后热处理对CAP1400蒸发器压力边界焊缝不锈钢隔离层组织和性能的影响

通过金相试验、拉伸试验和硬度试验,研究了焊后热处理对CAP1400蒸发器压力边界焊接接头不锈钢隔离层组织和性能的影响。结果表明:在多层多道焊热循环的作用下,不锈钢隔离层焊缝金属发生了再结晶,再结晶晶粒长大形成粗大的柱状奥氏体组织;焊后热处理保温时间对不锈钢隔离层焊缝金属的屈服强度影响不大,随着保温时间的增加,抗拉强度先增加后减少;保温温度对不锈钢隔离层强度和塑性的影响不显著。虽然压力边界接头的断裂方式为塑性断裂,但是不锈钢隔离层是整个接头的薄弱环节。当保温时间40~40.5 h,保温温度615~620℃时可获得综合性能优良的接头。     

焊后热处理对308L不锈钢焊缝δ-铁素体形态及性能的影响

对308L奥氏体不锈钢焊缝在650、750和900℃三种温度下进行焊后热处理(PWHT),研究PWHT对焊缝δ-铁素体形态变化的影响.使用光学显微镜对焊态和焊后热处理试样中的δ-铁素体组织结构演变进行观察.结果表明,经高温PWHT焊缝金属中的δ-铁素体网状枝晶结构被打破,由连续的网状结构变为不连续的岛状结构;试样的蠕变-疲劳寿命随PWHT温度的升高而增加.     

稀土微合金淬火钢轨接触焊焊后热处理工艺及设备

对稀土粹火钢轨接触焊焊后采用中频感应加热,轨头压缩空气社会火,其他部位正火的热处理工艺。研制了适合于该钢种的加热感应器和高速吹风冷却等装置。通过热模拟试验选择了合理的焊后热处理工艺参数,恢复了轨头强度和硬度,并大幅度地提高了焊接接头的韧塑性和综合性能,满足了无缝线路铺设使用要求。     

太钢生产出国产首套CAP1000核电站用不锈钢

<正>近日,太钢生产的国产首套CAP1000核电机组反应堆堆内构件用第一批不锈钢材料发往核电设备制造厂家。这是太钢继实现CPR1000二代半核电技术堆内构件、安注箱用不锈钢材料国产化后的又一重大突破,标志着太钢在推动核电关键材料国产化的进程中又迈出了坚实一步。这次太钢研发和生产的不锈钢材料用于我国首次自主设计和建设的大型百万千瓦级CAP1000第三代核电机组,全部机组堆内构件用不锈钢材料由太钢制造。该机组核岛反应堆堆内构件设备是核电站的"心脏",属于核岛五     

热处理工艺对20Mn2SiVB钢的组织及力学性能的影响

通过控制20Mn2SiVB钢的奥氏体化温度和空冷速度，可得到强韧性配合优良的含粒状贝氏体的混合组织。结果表明奥氏体化温度越高，空冷速度越快得到混合组织的均匀性越好，当组织均匀并以粒状贝氏体为主时，钢的拉伸变形一致，有效地阻碍了裂纹扩展，提高了材料的韧性。     

热处理设备(七)

正3.6井式真空炉井式真空退火炉或井式光亮退火炉是采用预抽真空气氛保护方式工作,是新型外热式电阻加热炉。操作时先将炉内抽到一定真空度后充入高纯氮或氨分解气氛,在保护气氛下加热,达到少无氧化、无脱碳和光亮的目的。配搅拌风机,有较高的炉温均匀性,处理质量稳定。无环境污染。     

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.