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。     

第三代压水堆核电站反应堆压力容器焊接性影响分析

通过对裂纹的产生机理和影响因素进行研究,分析第三代压水堆核电站反应堆压力容器焊接性,并提出对应的控制措施,以保证设备的焊接制造质量。     

凝汽器钛管焊接质量控制

秦山核电站二期扩建工程是我国自行设计、建造的压水堆核电站.在工程建造阶段,根据各子项、系统不同的质量等级,对所涉及的焊接方法和焊接质量提出了不同的质量要求,对常规岛设备以及管道系统的焊接质量要求中,以凝汽器钛管焊接技术难度大、质量要求高.本文通过常规岛凝汽器钛管焊接过程中的质量控制,介绍了凝汽器钛管焊接各工序的难点及质...     

压水堆核电厂二回路系统溶解氧含量的控制策略

采用失重法和模拟腐蚀试验研究了溶解氧含量及联氨与溶解氧含量比值对压水堆核电厂二回路系统材料流动加速腐蚀(FAC)的影响，并结合经验反馈，给出了二回路系统溶解氧含量的控制策略。结果表明：在0～30μg/kg溶解氧范围内，溶解氧含量对凝结水管道材料A515碳钢均匀腐蚀的影响不大，低压加热器至除氧器之间的管道材料P11低合金钢的FAC速率随溶解氧含量的升高而减小；由于溶解氧含量较低，联氨与溶解氧含量比值超过了8,因此联氨含量的提高对该钢腐蚀速率的影响较小；在2 mg/kg的低溶解氧条件下，690TT合金的裂纹扩展速率(CGR)较低，在饱和溶解氧条件下，690TT合金的CGR提高了1.08～3.53倍；建议采取分段控制的方式控制压水堆核电厂二回路系统的溶解氧含量，将凝结水至除氧器之间的溶解氧质量分数提高至5～30μg/kg,将除氧器至蒸汽发生器之间的溶解氧质量分数控制在5μg/kg以下，并加入联氨，使联氨与溶解氧含量比值维持在5～8以上。     

CAP1400主泵泵壳制造工艺与质量控制

CAP1400型压水堆核电机组主泵作为核电机组核岛中的核心设备承担着重要的安全功能。由于其包容介质具有放射性、高温高压等特点,对主泵泵壳的材料及制造工艺提出了极高的要求。CAP1400主泵泵壳采用ASME SA-508M GR.3 Cl.2低合金钢材料锻造成型。本文主要从冶炼、锻造、热处理以及检验等关键工艺环节对该泵壳的制造工艺进行了研究,阐述了关键质量控制要求。     

核电站主蒸汽管道支撑护板角焊缝缺陷原因分析及处理

某压水堆核电站主蒸汽管道材料牌号为TU48C,换料大修在役检查多次检出其连接阻尼器的支撑护板角焊缝存在超标缺陷,由于缺陷扩展,有的裂纹进入母材,影响到高温高压管道的结构完整性.文中论述焊缝结构、缺陷特征、现场金相检验结果、安装技术要求及成因分析.所提出的处理措施和对策可供同类核电站设计和安装参考.     

焊接检验及其设备

燃气用PE管道焊接与监检注意要点／程浩…／／广西轻工业．-2010（12）：24-25 系统介绍了燃气用PE管的焊接工艺、热熔焊的质量控制要点和监检过程中的主要注意事项。燃气用PE管大多采用热熔对接连接,分别阐述了温度、压力、时间、接头质量等影响其质量的主要因素,并从施工验收规范、材料验收、焊接及焊接检验、管道敷设、试验与验收等方面介绍了燃气用聚乙烯PE管道安装监督检验应注意的问题。     

高温水中Zn2+注入抑制镍基合金腐蚀的研究

压水堆压力容器、管道、蒸汽发生器等结构材料在高温高压水环境中的腐蚀是影响核电站安全的重要因素,金属表面的氧化膜是影响其服役稳定与环境失效的关键,在含锌和钠离子的高温水溶液中制备了镍600合金的表面氧化膜,通过Mott-Schottky法分析了氧化膜的半导体性质,结合氧化膜制备前后镍600合金的质量指标,表明镍600合金...     

给水管道腐蚀原因及防护措施探讨

给水管道在使用过程中很容易受到人为外力、管道材质、地下水、周围空气、土壤等因素的影响而腐蚀,影响了管道的使用质量和寿命,也带来较大的安全隐患。本文主要是从给水管道腐蚀原因出发,并探讨防护措施。     

计算机控制管道焊接机器人屏蔽技术

在电弧强干扰下管道焊接机器人抗干扰设计成为管道焊接过程稳定性关键,其中管道焊接机器人屏蔽技术是主要影响因素之一。通过对管道焊接机器人电磁场屏蔽、屏蔽线、双绞线和屏蔽双绞线屏蔽原理分析,提出屏蔽完整性,面板孔、电连接器、电路板屏蔽和多层屏蔽等措施。提高屏蔽材料的屏蔽效能要考虑金属平板材料性质、电磁场源性质、电磁场源与金属平板的距离、屏蔽体接地等状况。以上研究成果可为管道焊接机器人制造提供理论和实践上参考依据。     

压水堆核电站用无缝钢管P280GH的研制

介绍了压水堆核电站核岛用P280GH无缝钢管的性能特点、生产工艺方案及其关键技术.对P280GH无缝钢管的化学成分及组织性能检验结果表明,攀钢集团成都钢钒有限公司研制的P280GH无缝钢管的化学成分、力学性能等均满足法国RCC-M规范的要求,能够满足压水堆核电站蒸汽系统和核辅助系统对碳锰钢无缝钢管的需求,其生产工艺在核...     

核电站用钢管材料及其国产化

在国家大力发展核电的规划和形势下,核电站建设正处于快速发展阶段,而我国大型核电站设备的国产化率还相对较低。以我国1000MW机组为例对压水堆核电站钢管用材料进行了分析和描述,希望对核电用钢管材料的国产化,特别是迫在眉睫的核用材料标准化工作起到一定的作用。     

CNP650型压水堆主管道手工焊接工艺评定

CNP650型压水堆的主管道作为反应堆压力容器堆芯冷却剂的通道,是连接反应堆压力容器、主泵和蒸汽发生器的大型厚壁承压管道。主管道焊接施工是核岛主设备安装的关键路径,是核电建设的重点与难点。焊接工艺评定所提供的数据与焊接经验,对确保主管道焊接施工一次成功,起着非常重要的作用。秦山核电二期扩建工程CNP650型核电站主管道手工焊接工艺评定从模拟现场焊接施工的条件、焊接过程管理、理化试验、焊接变形等方面进行控制,以获得符合技术规范对熔敷金属无损检测、理化性能的要求。焊接工艺评定过程控制为主管道焊接施工提供先决条件。     

Corrosion behaviour of reactor coolant system materials in nuclear power plants

The materials used for the pressure‐retaining parts of reactor coolant system components in light water reactor nuclear power plants have to meet special requirements in terms of their mechanical properties, workability and in‐service performance. Corrosion issues play an important role in connection with plant operating conditions. While giving consideration to the specific service environment of the reactor whether a pressurized or boiling water reactor – the materials used for the individual components and the water chemistries employed in the various systems are selected such that metal loss due to general corrosion will remain very low. Thus the materials used in light water reactor plants exhibit a high general resistance to corrosion for their specified service conditions, material conditions and mechanical loads. However, under certain operating conditions other corrosion mechanisms may be found to induce damage. This paper uses data from the literature, published results of national and international research programs, information on damage which has actually occurred world‐wide and experience gained by Framatome ANP GmbH (former Siemens/KWU) in this field as a basis for discussing these mostly localised corrosion phenomena in terms of “classical” corrosion systems. Aspects associated with irradiation and its effects are not considered. Suitable remedial actions are, however, addressed wherever these are of relevance. The materials considered comprise unalloyed and low‐alloy steels, austenitic chromium‐nickel steels as well as high‐nickel steels and nickel‐base alloys which are exposed to the reactor coolant environment of boiling water reactor or pressurized water reactor plants, including materials investigated in corresponding water environments simulated in the laboratory.     

核电站反应堆冷却剂系统波动管安装焊接技术

论述了核电站反应堆冷却剂系统波动管的安装、焊接技术,详细阐述了波动管安装前的方案、焊接工艺评定等的准备工作要求,安装工序和具体实施过程及要点,焊接技术要求和焊接参数控制,焊接质量检验方法以及焊接变形的控制等,并对波动管焊接工作的重点进行了经验总结和反馈,对后续核电站反应堆冷却剂系统波动管的安装焊接及质量控制具有借鉴作用...     

核电冷却剂主管道车削加工工艺研究与应用

冷却剂主管道是压力堆核电站核岛内的关键部件,其加工制造质量直接影响到核电站的运行安全。针对冷却剂主管道在管坯车削加工过程中的技术瓶颈,分析了传统车削加工工艺缺陷,结合DL250数控车床的特点,提出一套实用有效的优化加工方案,解决了冷却剂主管道管坯车削加工中效率低、成本高、劳动强度大等问题,为超重、超大异型工件的车削加工积累了经验,对企业实际生产具有推广意义。     

核电站主管道铸造弯头监造实践

以百万千瓦级核电站冷却剂主管道90°弯头铸件的监造实践为例,针对大件铸造的特点,分析在监造过程中应注意的问题,以及如何通过对铸造弯头进行事前及过程的质量控制。获得了满足设计要求的合格产品。     

Structural materials issues for the next generation fission reactors

Generation-IV reactor design concepts envisioned thus far cater to a common goal of providing safer, longer lasting, proliferation-resistant, and economically viable nuclear power plants. The foremost consideration in the successful development and deployment of Gen-W reactor systems is the performance and reliability issues involving structural materials for both in-core and out-of-core applications. The structural materials need to endure much higher temperatures, higher neutron doses, and extremely corrosive environments, which are beyond the experience of the current nuclear power plants. Materials under active consideration for use in different reactor components include various ferritic/martensitic steels, austenitic stainless steels, nickel-base superalloys, ceramics, composites, etc. This article addresses the material requirements for these advanced fission reactor types, specifically addressing structural materials issues depending on the specific application areas.     

秦山核电海水系统防污漆的应用

本文分析了秦山核电站所处海域海水特点及该地区海生物污损的主要来源,结合现有的防污漆类型,介绍了海水系统防污漆在秦山核电重水堆机组RSW吸入管和旋转滤网的应用情况。     

A study of thermal aging of steels for nuclear power plant reactor vessels aimed at prolonging the service life of the equipment to 60 years

The effect of thermal aging in the range of 250–400°C on the critical brittle point of pearlitic steels for nuclear power plant reactor vessels is studied. The structural mechanisms of the embrittlement of the steels are investigated by determining the activation energy. Methods are suggested for predicting the shift of the critical brittle point due to thermal aging of vessel steels for determining the design service life of nuclear power plants of a new generation. __________ Translated from Metallovedenie i Termicheskaya Obrabotka Metallov, No. 7, pp. 23–27, July, 2006.