核岛主给水流量控制系统用P280GH无缝钢管的研制

介绍了"华龙一号"核电机组核岛主给水流量控制系统用大直径厚壁P280GH无缝钢管的质量特性、生产工艺及关键技术,并检验了P280GH无缝钢管的产品性能。结果表明:P280GH无缝钢管的冶金质量、化学成分、力学性能、无损检测等各项指标均满足相关技术规范的要求,能够满足"华龙一号"核电机组核岛主给水流量控制系统对碳钢无缝钢管的需求。     

一种核电用无缝钢管及其制备方法

<正>涉及一种核电用厚壁无缝钢管及其制备方法。本发明的无缝钢管,其钢坯的化学成分(质量百分比)w(C)为0.13%～0.15%、w(Si)为0.15%～0.38%、w(Mn)为0.80%～1.20%、w(P)≤0.015%、w(S)≤0.001%、w(Cr)≤0.25%、w(Ni)≤0.50%、w(Mo)≤0.10%、w(Cu)≤0.18%、w(Al)为0.020%～0.050%、w(Sn)≤0.03%,余量为Fe。本发明制备的P280GH厚壁钢管的     

专利信息

<正>核电用无缝钢管及其生产方法提供了一种核电用无缝钢管,该无缝钢管能够减少"流动加速腐蚀(FAC)"。其化学成分按质量分数计为:C0.17%～0.24%,Si0.17%～0.37%,Mn0.35%～0.65%,Cr0.18%～0.35%,余量为Fe和不可避免的杂质。本发明核电用无缝钢管的力学性能、冲击性能(20℃、0℃)和高温瞬时拉伸性能完全满足核电站常规岛用无缝钢管的技术要求,达到了抗"FAC"的作用。本发明为     

核电厂主蒸汽系统用P280GH弯头热推制成形工艺评定

根据RCC-M M1125标准的要求,主蒸汽系统用P280GH钢弯头通常应采用锻制成形。该成形工艺具有产品价格高、供货周期长等缺点。按照RCC-M F4000标准要求,制定了详细的热推制成形工艺评定大纲,包括化学成分、常温拉伸、高温拉伸、冲击性能、硬度、金相分析、渗透检测、超声检测、尺寸检查的工艺评定方案。结果表明,热推制P280GH弯头的性能和直管的性能相当,弯头不同位置的金相组织接近且力学性能分布均匀。弯头具有良好的表面质量和内部质量,尺寸检查结果也满足评定要求,同时各项指标也满足主蒸汽系统用弯头的设计规范要求。这表明利用热推制成形工艺可以制造出满足核电厂主蒸汽系统用P280GH钢弯头。     

压水堆核岛主设备焊接材料需求及国产化展望

核岛主设备在高温、高压、含腐蚀性介质和中子辐照环境下工作,因此设备制造所需的焊接材料必须具备满足上述要求的各种性能.介绍了压水堆核电站核岛主设备的基本结构和焊接材料需求,并通过分析国内核电建设的形势和焊材行业的技术状况,阐述了核电焊材国产化的意义和可行性.     

旋轧扩径工艺生产大直径中薄壁P91无缝钢管实践

介绍了采用Ф460 mm PQF连轧管机组热轧,再经Ф720 mm斜轧扩径机组旋轧扩径,生产大直径中薄壁P91无缝钢管的生产工艺;分析了生产的P91无缝钢管的性能。结果表明:采用旋轧扩径工艺生产的P91无缝钢管,其化学成分、成品几何尺寸和力学性能等均满足相关标准要求;其持久强度与常规热轧管机组生产的相当,产品可以在高温高压环境下应用。     

AP1000核电站用大直径薄壁SA106B无缝钢管的研制

介绍了AP1000核电站核岛蒸汽发生器系统用大直径薄壁SA106B无缝钢管的性能特点、生产工艺及关键技术。经检验,SA106B钢管的冶金质量、化学成分、力学性能、无损检测等各项指标均满足ASME相关规范的要求,能够满足AP1000核电站核岛蒸汽发生器系统对碳钢无缝钢管的需求。     

Φ720 mm斜轧扩径机组生产薄壁P11无缝钢管工艺探讨

介绍了Φ720 mm斜轧扩径机组生产大直径薄壁P11无缝钢管的过程,分析了生产的P11无缝钢管的化学成分、几何尺寸、组织、性能等.结果 表明:该P11无缝钢管的化学成分以及各项性能均满足ASTMA 335/A 335M标准要求;显微组织均匀,脆性转变温度在--43.5℃左右;540℃时的外推持久强度为66.1 MPa,...     

P92无缝钢管的研制

介绍了研制P92无缝钢管取得的成果和生产工艺特点。对研制的P92无缝钢管进行的高温拉伸性能和高温持久性能等性能评定结果表明:该无缝钢管具有均匀的金相组织,各项力学性能指标和工艺性能完全满足ASME SA 335/SA 335M标准规定和高温锅炉管道使用要求。     

P91无缝钢管国产化研究进展

重点介绍了攀钢集团成都钢铁有限责任公司研制P91无缝钢管所取得的进展情况和生产工艺特点。对P91无缝钢管进行了全面的性能评定结果表明P91无缝钢管完全满足ASME SA 335标准的规定和锅炉制造厂的使用要求,能够满足超（超）临界发电机组设备制造用管的需要。     

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.     

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。     

核电用管现状及国产化进展

随着我国大型核电站建设的快速发展,核电站设备国产化进程明显加快,对核电用无缝钢管的国产化要求也日益迫切。简介了核电用管的特点及质量要求,分析了核电站管道系统用无缝钢管的国产化进展和存在的问题,提出了核电用无缝钢管全部国产化的建议和改进思路。     

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。     

核电用TP304不锈钢方管成型方法研究

通过变形力计算、有限元模拟分析、工艺试验等方法,对一种应用在AP1000核反应堆上的TP304不锈钢方管的成型方法进行了研究,开发出一种热挤压荒管在定径定壁后,经第1道次空拔、第2道次衬拉,最终制成方管的成型工艺,并确定了各项工艺参数。研究表明:采用固定模拉拔法生产核电用TP304不锈钢方管是可行的,且成品材质性能均匀一致,尺寸精度高。     

防止厚壁异种钢管道焊缝根部产生收缩沟的方法

分析了在核电站核岛安装工程中,对于管道壁厚大于14 mm的超低碳不锈钢管(Z2CN18.10)和碳钢管(P280GH)组成的异种钢对接接头,焊接后在碳钢侧热影响区焊缝根部产生收缩沟的原因.根据获得的数据分析说明了收缩沟现象主要是由于碳钢侧热影响区碳迁移和焊接应力的共同作用造成的,并通过焊接试验验证了收缩沟原因分析的正确性,同时总结了合适的焊接工艺和操作方法,有效解决了收缩沟这一问题.     

锻造镗孔技术在大口径厚壁无缝钢管生产中的应用

通过对成品钢管各项性能的检测,分析了北方重工生产的锻造镗孔无缝钢管的产品质量和特点。结果表明,锻造镗孔无缝钢管的质量稳定可靠,各项性能指标达到或超过相关标准的要求。