轻水堆核电站大口径管道部件的制造方法

<正> 一、前言目前世界上广泛应用的核动力反应堆类型,主要是轻水堆。根据水在反应堆内的工作条件,分为两种:一种叫压水堆,不允许载热剂水在堆内气化,整个系统保持在高压状态下工作。另一种称沸水堆,允许水在堆内沸腾。大功率压水堆核电站一回路系统,一般有2～4条对称连接在反应堆压力容器上的密闭环路,图1为回环路压水堆器示意图。可见一回路管道部件(直管、不同弯曲半径弯头、三通等)与核反应堆压力容器一样,     

国外轻水堆核电站大口径管道制造

<正> 1.前言目前世界上广泛应用的核动力反应堆主要是轻水堆。根据水在反应堆内的工作条件轻水堆可分为压水堆(不允许载热剂水在堆内气化,整个系统保持在高压状态下工作)和沸水堆(允许水在堆内沸腾)。大功率压水堆核电站一回路系统一般有2～4条对称连接在反应堆压力容器上的密闭环路(见图1),可见一回路管道部件(直管、弯头、三通)与核反应堆压力容器一样同属     

国内压水堆核电站设备材料应力腐蚀问题及安全管理

介绍了压水堆核电站机械设备材料 (包括奥氏体不锈钢和镍基合金) 应力腐蚀问题的国际及国内研究和工程现状,在分析国内压水堆核电站设备材料失效案例的基础上,对国内核电站设备材料应力腐蚀的预防、缓解和处理提出了建议。     

锆4合金研究报告

一、前言锆合金是水堆中使用最成熟的结构材料,目前主要的锆合金有锆2,锆4,锆2.5铌合金,其中锆2用于沸水堆,锆4用于压水堆,锆2.5铌用于压力管材料。由于轻水堆采用低浓缩铀作燃料,体积小,投资少,建设周期短,技术较成熟,所以它是目前核电站的主要堆型,占正在建设和计划建设核电站中的70～80％。其中2/3以上是压水堆。     

压水堆核电厂长寿命化的腐蚀损伤问题

对压水堆核电厂运行过程中发生的设备老化或降级问题及其原因进行调查，分析，提出了核电厂长寿命化的若干关键问题，分析表明，中子辐照脆化，腐蚀损伤，疲劳及磨损引起核电厂不可更换部件及更换困难部件的老化，降级是制约或极大程度影响电厂寿命的关键问题，本文就关键问题之一的腐蚀损伤所引起的设备降级及解决对策作一介绍和探讨。     

无损检验在反应堆堆内构件制造中的应用

介绍了RCC-M规范下多种无损检验技术在压水堆反应堆堆内构件制造中的应用,主要包括液体渗透、射线与超声波检验。同时介绍了各种检验方法应注意的事项,以更好地实现堆内构件的无损检验,确保堆内构件的产品质量。     

堆内构件上部导向筒焊缝的超声检测

模拟了三代堆型上部导向筒顶板的实际形状,结合实际焊缝熔深的不同情况,制作出相应的对比试块,并研究出了一套可行的基准灵敏度评定方法,解决了对我国自主设计的三代先进压水堆核电站堆型上部导向筒顶板进行超声检测的难题,可供同行参考.     

国内外压水堆核电厂硼酸腐蚀管理调研

本文调研了国内外压水堆核电厂硼酸泄漏/硼酸腐蚀历史情况,汇总了国外机构所做的硼酸腐蚀试验结果,梳理了国外硼酸腐蚀管理的依据,用于指导国内压水堆核电厂硼酸腐蚀管理人员和技术人员进行有效地硼酸腐蚀管理。     

介质条件对核电用镍基合金传热管SCC的影响

综述了环境因素，包括温度、ＰＨ值、溶解氧、氯离子、氢、荷性碱含硫化合物以及铅等对压水堆核电站蒸汽发生器传热管用基合金材料（８００、６００、６９０合金）和腐蚀破裂（ＳＣＣ）敏感性的影响。     

国外原子能反应堆的应用和发展<上期续>

第二部分动力用反应堆的发展趋势二、船用堆船用堆除与发电堆有同样的要求外,还有一些适于船用的要求,如小型,重量轻,高功率密度,堆心寿命长,耐船体颠波的振动等。主要是以高功率密度,安全和经济为基础。沙瓦娜号商船上使用的压水堆是一种早期的船用堆。功率69MWt(船的主机功     

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。     

锆材在核电站的应用及前景

锆合金因其优良的核性能和适宜的机械性能，在核电反应堆中作为包壳材料和结构材料得到了广泛应用。介绍了锆合金包壳管材在核电站中所起的重要作用，具体用途、用量，以及我国锆合金材料的研制和生产现状。指出随着我国核电事业的发展，对锆合金材料的需求仅更换的包壳管到2010年将达到120t，我国应加速核电用锆合金材料的国产化进程，这样才能自主地发展我国的核电事业。     

国外压水堆核电机组发展概况

本文介绍了世界核电的现状,以及美国、法国、俄罗斯、日本等国的核电发展概况。论证了大容量的、高安全性的、技术成熟的1000MW压水堆核电机组将是目前及今后数十年内的发展方向。     

电化学噪声技术检测核电环境材料的腐蚀损伤

探讨和解决了电化学噪声技术在核电环境材料腐蚀损伤检测应用的关键问题,建立了基于零阻电流（ZRA）检测的SCC电化学噪声测试体系。采用小面积的Pt或表面热喷涂陶瓷涂层的工作电极材料作为对电极,研制适用于核电现场检测的多种电化学传感器。运用Compact RIO模块化仪器和设计制作的基于ZRA电路的电化学噪声测试模块,实现电位一电流噪声的同步测量和采集。成功研制出便携式核电材料损伤检测系统。应用研制的测试系统和电化学传感器研究了高温高压和动态水环境304不锈钢的电化学噪声谱特征。并初步实现了在役核电站辅助车间不锈钢管道表面直接腐蚀检测和钢厂动力锅炉连续排污管的现场腐蚀检测,取得了比较满意的结果。     

激光冲击强化技术在核电领域的研究进展

激光冲击强化技术属于改善金属性能的重要表面形变强化技术,因其独特的技术优势在航天及船舶领域获得广泛应用。 随着科技的发展研发出多种激光冲击强化技术,并逐渐开始在核电装备领域获得应用,然而针对该技术在核电领域的研究进展缺乏系统的综述。先通过介绍不同表面形变强化技术,叙述激光冲击强化技术的发展,阐述激光冲击强化机制,最后综述激光冲击强化技术在核电领域的应用研究进展。总结发现,激光冲击强化技术可有效改善核电领域材料力学、摩擦磨损及腐蚀性能,但传统和添加辅助手段激光冲击强化技术受约束层和吸收层影响较大,无涂激光冲击强化技术对金属易产生热效应, 飞秒激光冲击强化影响层浅且强化效果差,不同工艺技术在核电领域提升摩擦磨损性能研究较少。对不同工艺激光冲击强化机理及在核电领域材料不同性能的提升进行深入研究,为进一步提升激光冲击强化技术在核电领域材料的应用提供理论基础,可为核电领域关键装备进行强化、提升核电装备运行寿命提供参考。     

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。     

核一级截止阀堆焊缺陷的成因分析及改进

针对某核电厂发现核一级截止阀发生内漏的情况,进一步检查发现是由于该阀门密封面堆焊的硬质合金(铁基)产生裂纹,从而导致阀门内漏.通过化学成分分析、金相组织分析、硬度检测、SEM分析和EDS分析对裂纹产生原因进行研究,对工艺及焊接过程控制进行了改进,基本解决了铁基堆焊裂纹问题.对后续各核电厂同类核级阀门铁基堆焊密封面缺陷的...     

核电厂管道及焊接接头失效案例综述

通过收集近年来发生的200多起核电设备失效案例并整理分析,对核电设备失效的基本现状进行统计归纳,主要针对碳钢、不锈钢管道及焊接接头进行失效模式、原因、机理的统计分析。从整体的失效情况来看,腐蚀失效是核电站主要设备比较突出的失效问题;核电管道约80％的失效形式是局部腐蚀和振动疲劳,核岛、常规岛和海水系统的碳钢与不锈钢管道因材质、作用等差异,失效的具体形式也有所不同;应力腐蚀开裂是焊接接头的主要失效形式。     

核电厂倾翻机水液压技术研究

倾翻机是核电厂装换料系统的关键设备之一,它基于水液压传动,实现燃料篮在屏蔽水层下的平稳翻转到位,是核电厂中的一种特殊机械设备.介绍核电厂倾翻机的功能和结构,并分析倾翻机的材料要求、水液压系统设计、质量保证、安装调试及载荷试验等多项关键技术,为核电厂其他设备的设计、制造、安装及调试提供了参考.     

核电站主回路系统主要设备的射线透照工艺

核电站主回路系统是核电站役前/在役检查的主要检测对象,从射线检测透照工艺入手,系统地介绍了核电站主回路系统主要设备蒸汽发生器SG、反应堆压力容器RPV以及稳压器PRZ的透照方式及实施方法,并对各透照中所使用的专用工具架做了介绍。以岭澳核电站3,4号机组役前检查顺利完成的实际经验为依托,为以后役前/在役检查打下基础。