第三代核电AP1000反应堆压力容器焊接技术解析

结合AP1000反应堆压力容器制造经验,着重介绍压力容器低合金钢窄间隙自动焊、不锈钢耐腐蚀层堆焊、接管安全端的异种金属焊接、顶盖与管座J形坡口焊接,试图成功解析第三代核电反应堆压力容器的焊接技术。     

上海发电设备焊接技术进展(二)

讲述了核电设备中反应堆压力容器的焊接,包括主环缝窄间隙埋弧焊、出入水接管与接管段筒身马鞍形焊缝窄间隙埋弧焊、接缝-安全端异种金属镍基合金焊接;同时也介绍了秦山二期600MW机组蒸气发生器中的管子管板焊接、堆内构件吊兰筒件与堆芯支承板的焊接;最后简述了水电设备的焊接.     

核电反应堆压力容器接管安全端焊接研究

以CNP600型核电机组反应堆压力容器接管与安全端异种金属焊缝为例,介绍了反应堆压力容器接管与安全端焊缝的结构、材料及焊接的一些影响因素,结合制造厂的实际焊接情况,总结了核电站反应堆压力容器接管与安全端异种金属焊缝的制造难点,分析了各因素对焊缝最终质量的影响及可能产生的质量风险,对于如何提高此类焊缝的焊接质量、规避焊接风险提出观点。     

核电站反应堆压力容器接管安全端的焊接及其质量控制

反应堆压力容器是核电站的重要承压设备,其接管安全端焊缝为焊接难度较高的异种钢焊接接头.为保证核电站的安全运行和使用寿命,对其焊接质量要求很高.在介绍了母材、焊材、焊接工艺要素的基础上,论述了接管安全端焊接实施及其质量控制.     

压水堆核电站反应堆压力容器焊接关键工艺改进

核电厂反应堆压力容器(RPV)是反应堆冷却剂压力边界的重要组成部分,是封闭放射性物质的主要屏障之一,其内部安装反应堆堆芯、堆内构件以及为控制安全运行所需的测量元件或组件。由于设计要求严格,对核电厂建设进度与安全运行具有重要影响,有必要结合实际制造经验,分析和总结RPV关键工艺环节,研究改进方案,提升产品质量与制造效率。介绍了AP1000,M310等核电机组RPV大面积不锈钢堆焊、径向支承块焊接、J形坡口焊接、Ω焊缝密封焊、接管-筒体对接焊等关键工序的制造经验,分析了工艺难点,提出了改进方案。     

核电厂反应堆压力容器接管与安全端焊接工艺

核电厂反应堆压力容器接管与安全端的异种金属焊接一直都是压力容器制造过程中的重点和难点,按所选焊接材料不同,焊接工艺大致分为两大类:一种是采用不锈钢材料进行焊接;另一种是采用镍基合金材料进行焊接.当前国内在制造的反应堆压力容器的接管安全端焊缝大多数都采用不锈钢材料进行焊接,焊接结构基本都是隔离层+对接焊缝的形式.采用镍基合金焊接相比采用不锈钢焊接材料更具有优势,焊接结构大体分为两种:有隔离层和无隔离层.两类焊接材料的各种焊接工艺有各自的优缺点,都可以满足要求.     

窄间隙热丝TIG焊在反应堆压力容器上的应用及质量控制研究

概述窄间隙热丝TIG焊在CPR1000压力容器进、出口接管与接管安全端焊缝上的具体应用。针对CPR1000反应堆压力容器进、出口接管与接管安全端焊缝射线检测不合格问题,从变位器装配精度控制、焊接操作、气体保护控制等方面找出不合格的主要原因,并通过制定多项整改措施并逐项落实,大幅提升了反应堆压力容器进、出口接管与安全端焊缝焊接质量和焊后射线检测一次合格率,为国内核岛主设备窄间隙TIG焊接技术的实际应用提供了经验。     

压力容器接管焊接残余应力及变形的数值模拟研究

以含有六个接管的1000MW级压水堆核电站反应堆压力容器中筒体与接管连接处马鞍形焊缝为研究对象,利用热弹塑性有限元数值模拟方法详细研究了不同焊接线能量下马鞍形焊接接头处温度场、残余应力场以及变形的大小和分布情况,并在焊后将构件进行高温回火处理,即整体加热到610℃保温3 h后空冷。结果表明,在满足焊接的条件下,2.57 kJ/mm的线能量焊后焊接残余应力和变形均小于线能量为2.75和2.89kJ/mm焊后,焊后热处理使得焊接残余应力和变形在一定程度上得到了改善。     

DP590钢/AA6061-T6铝合金异种金属对接搅拌摩擦焊温度场的数值模拟

为了研究DP590钢和AA6061-T6铝合金异种金属对接搅拌摩擦焊工艺参数对温度场的影响,优化实际焊接时工艺参数的可选择范围,首先建立了异种金属对接搅拌摩擦焊搅拌头摩擦生热的热输入模型,然后运用ABAQUS软件模拟出DP590钢和AA6061-T6铝合金对接搅拌摩擦焊的温度场,研究焊接过程中异种板材温度场的分布规律,最后通过调整焊接参数模拟出接头的温度分布,对比分析搅拌头偏置位置、焊接参数对接头温度场的影响。结果表明:钢铝异种金属对接搅拌摩擦焊焊接过程中的最高温度处位于DP590钢板侧,搅拌针偏置主要影响钢板的温度分布,搅拌头转速是影响焊接接头温度场的主要因素。     

焊接文献摘录

<正>异种钢焊接接头成形时结构形成过程的模拟〔俄〕/НикулинаА.А.…//Обраб.мет.,2011(4):54-61.摘要:援引了确定在获得铁路焊接辙叉时,异种钢对接电阻焊过程中产生的变形、组织形式和应力的三维问题解决结果。在工作中运用了有限元法计算焊接结构。     

AP1000反应堆压力容器管座管穿件焊接技术

AP1000反应堆压力容器的管座管穿件焊接是低合金钢、不锈钢和镍基合金的异种钢焊接。该焊缝的焊接具有空间位置复杂、焊接应力大、镍基合金导热性及流动性差的特征,焊缝中常岀现热裂纹、根部缺陷、夹渣、气孔等缺陷。本文探讨了隔离层堆焊、冷装、角焊缝填充焊的制造工艺。结果表明,优化工艺参数、选择恰当的焊材、合理的焊道布置和焊接操作方法、清洁焊接工作区域等,是获得质量良好的管座贯穿件焊缝的重要因素。该焊接技术已成功应用于AP1000项目反应堆压力容器的设备制造,结果表明该焊接工艺合理,产品质量满足要求。     

堆芯补水箱安全端焊接工艺研究

堆芯补水箱的出/入口接管与安全端异种钢接头的焊接质量对设备安全影响很大。通过对材料特性、设备性能等方面的综合研究,以及工艺评定试验,制定了合理的焊接工艺参数,保证了堆芯补水箱出/入口接管与安全端焊缝的焊接质量。     

核岛反应堆压力容器大直径接管马鞍形焊缝焊接工艺

国内某核电项目反应堆压力容器大直径大壁厚接管马鞍形焊缝的焊接难度大,制造厂没有成熟的焊接经验。采用ANSYS分析该焊缝的焊接变形趋势,并计算焊接变形量,以选取合适的焊接工位、焊接参数及防变形工装,用于控制焊缝质量和焊接变形。设计并制作马鞍形焊缝模拟件,进一步验证并优化焊接工艺,确保大直径接管马鞍形焊缝焊接顺利完成。     

核反应堆压力容器低合金钢与奥氏体不锈钢异种金属焊接研究现状

核电反应堆压力容器是核电站的核心设备之一,其安全性和可靠性对核电站的运行至关重要。在压力容器的制造中,涉及到低合金钢与奥氏体不锈钢的异种金属焊接。针对该异种金属焊接接头存在的组织不均匀性、元素扩散、应力腐蚀裂纹等问题,从焊接填充材料的选择和优化、可能应用的焊接方法、焊后热处理及工艺控制等方向探讨了解决措施与发展方向。为提高此类接头质量和可靠性的研究提供参考,从而确保核电站的安全运行。     

超声相控阵技术 第四部分 工业应用实例（续）

3．2动力工业检测 3．2．1异种钢焊缝的检测 以下列举沸水反应堆堆芯壳体异种钢焊缝的相控阵超声检测。 （1）NDT问题和难点：膨胀系数不同的异种钢焊接在一起有可能导致产生裂纹;在奥氏体材料中超声衰减厉害、声速变化大;     

反应堆压力容器接管-安全端异种钢焊缝直射纵波超声检测方法

反应堆压力容器(RPV)接管-安全端对接接头属奥氏体-铁素体异种钢焊缝,因晶粒粗大的原因实施超声检测难度大。针对现有斜射纵波检测方法对面状缺陷检测能力不足的情况,结合焊缝具体结构特点提出了一种以安全端端面为探伤面的超声直射纵波检测方法。试验研究结果表明,该方法对垂直于焊缝表面的面状缺陷检测效果较好。该方法可与斜射纵波检测方法组合使用,在RPV制造阶段有推广应用价值。     

奥氏体钢半自动脉冲TIG焊接工艺

根据奥氏体钢焊接及和奥氏体钢对接的异种钢焊接的特点,选择半自动脉冲TIG焊方法,经过工艺试验研究,获得匹配合理的焊接工艺参数,并成功应用于实际工程。     

铝/钢电弧辅助激光熔钎焊接残余应力及焊接变形（英文）

采用热-弹-塑性有限元法对铝/钢异种金属钨极惰性气体保护(TIG)焊辅助激光对接熔钎焊接(A-LWB)过程进行数值模拟,考虑材料非线性、几何非线性和加工硬化的影响,与单激光焊接(SLWB)过程中温度场、残余应力和焊后变形进行对比。结果表明:数值计算得到的热循环、残余应力和焊接变形与测量结果吻合较好,验证有限元计算方法的有效性。与SLWB相比,A-LWB使得焊缝横向上的高温分布范围变宽,降低焊缝处产生的横向拉应力,缩小焊缝处纵向拉应力的分布范围,在一定程度上减小焊后变形。     

异种钢焊接工艺的优化

通过分析异种钢焊接出现的缺陷问题,分析产生原因并提出解决方法,对异种钢焊接缺陷的预防和焊接质量提高有一定参考价值。在实际生产中,做好焊前检查、规范焊接参数、调整焊枪角度,可以防止未焊透、一侧熔深不足等缺陷的产生。     

焊后热处理对异种钢换热管对接焊缝的影响

低合金钢SA-213 T22与镍基合金Incoloy800H材料用于核电换热设备的设计和制造,两种材料之间的异种钢对接焊缝的性能和质量是影响换热设备性能和使用寿命的关键。通过试验对比两种材料异种钢对接接头焊态和热处理态的金相组织变化和力学性能变化,了解焊后热处理对异种钢对接焊缝的性能影响,制订合理的制造工艺,并成功应用于核电换热设备异种钢换热管的焊接。