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焊缝涡流检测

介绍了核电站反应堆压力容器接管安全端焊缝涡流检测方法,通过试验提出了对接管安全端焊缝运用点探头C扫的涡流检测方法,以及表面缺陷的准确测长方法,可弥补在接管安全端焊缝超声检查方法的不足。     

三代核电蒸汽发生器接管安全端焊接技术

安全端是蒸汽发生器等核岛主设备上一种异种钢焊接结构,为保证核电站的安全运行,对安全端的焊接质量要求很高,其焊接工艺难度非常大.文中对蒸汽发生器安全端结构进行了介绍,结合焊接工艺评定,对焊接坡口的设计、焊接材料的选择和窄间隙焊接的工艺参数进行了试验研究,并将试验结果应用到产品焊接中,达到了良好的效果.     

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.     

核电站压力容器接管安全端同种钢焊缝的相控阵超声检测

反应堆压力容器接管安全端与主管道对接接头属奥氏体不锈钢同种钢焊缝,受晶粒粗大等因素的影响,其常规超声检测的难度较大。结合焊接结构特点以及相控阵超声检测技术的优势,提出了一种接管安全端同种钢焊缝相控阵超声检测技术方案,阐述了相控阵探头参数设计方法,并根据确定的参数进行声场模拟和实测验证;使用参考试块、相控阵探头与常规探头进行了对比试验。试验结果表明,设计的相控阵检测技术方案可以有效地对接管安全端同种焊缝进行检测,定量能力高于常规超声检测技术的定量能力,并能有效减少探头数量和检测时间。     

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。     

三代核电接管安全端异种金属焊接接头的显微表征

利用OM,TEM,SEM,显微硬度仪,AFM,磁力显微镜(MFM)和扫描Kelvin探针(SKPFM)等微观分析手段,分析了先进压水堆核电站反应堆压力容器安全端异种金属焊接接头低合金钢A508/镍基焊料52M/奥氏体不锈钢316L的金相组织、显微硬度、主要合金元素、晶界类型以及残余应变的分布,并对比了整个焊接接头不同厚度上的组织和性能.结果表明,焊缝厚度方向上组织和硬度没有显著差别,底焊位置出现一层未熔焊料形成的细小等轴晶,在316L母材热影响区(HAZ)内残余应变较焊接件其它位置高,熔合线附近具有复杂的微观结构、显微硬度、晶界类型、元素成分和残余应变分布.TEM和MFM分析表明,母材316L基体内有富Cr,Mo元素的颗粒状析出相,SKPFM的结果显示该析出相Volta电势较基体更负,因而更不耐腐蚀.     

核电站反应堆压力容器接管安全端焊缝役前192Ir源中心曝光射线检测技术

介绍了岭澳Ⅱ期核电站4号机组反应堆压力容器（RPV）接管安全端役前（PSI）射线检查技术。依据法国压水堆核电站设计建造标准RCC-M和在役检查标准RSE—M,总结了反应堆压力容器接管安全端射线检测的技术要点;同时还介绍了RCC-M和RSE—M标准中的一些特别规定。     

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。     

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。     

核电站压力容器接管安全端焊缝缺陷的超声自动检测系统

研制了一套核电站压力容器接管安全端焊缝缺陷超声波自动水下检测机器人,并对系统的机械本体、气路设计、电气控制等组成部分展开研究。阐述了检测装置各个执行部件的设计原理和设计方法。优化气路设计并实现了定位力断气保持、探头恒力压紧和校验试块伸缩等复合功能。该系统通过控制系统向执行机构发送指令并接收反馈信号,实现了焊缝缺陷的自动扫查。     

核电接管安全端异种金属焊缝残余应力的研究

核电一回路接管安全端是多材质组成的复杂焊接接头。利用有限元对热段接管安全端进行数值模拟,研究接管安全端的结构简化和热输入对焊缝轴向残余应力的影响。结果表明,简化模型与实际结构的模拟结果较为吻合。基于此,对比分析了各简化接管安全端在平均热输入时的焊缝轴向残余应力分布,并给出相应的求解系数表。     

田湾核电站反应堆压力容器接管口裂纹修复

针对田湾核电站复合钢(15X2HMφA)管道焊接时在焊缝附近区域产生的裂纹缺陷,描述了15X2HMφA裂纹缺陷的定性及修复方案的选择与实施,同时分析了产生原因.通过试验件对安全影响的分析表明,试验件在补焊之后,不需要进行热处理.经过评估,认为缺陷经过修复之后,该处的管道可以满足运行工作压力为15.7 MPa、运行工作温度为321℃的一回路的工作要求.     

核电接管安全端308L/309L异种金属焊接接头拉伸断裂行为

对核电接管安全端异种金属焊接接头(SA508-3-308L/309L-316L)进行拉伸、硬度试验及显微组织观察,确定接头拉伸断裂位置并研究断裂位置产生原因。结果表明:焊缝在接头具有最低强度及塑性,断裂位置为焊缝隔离层;隔离层中铁素体大部分呈板条状,因此隔离层裂纹扩展穿透两相界面相对较少,裂纹扩展阻力更小;隔离层相对于对接焊缝硬度更高,隔离层具有高的位错密度,因此残余应力大,导致硬度升高,降低隔离层临界塑性变形能力;焊缝与SA508-3钢为低强度匹配,高的三轴应力及塑性应变主要分布在隔离层内,裂纹更易萌生。     

反应堆压力容器堆芯测量接管焊接防变形技术

第三代非能动堆型反应堆压力容器的堆芯测量接管由接管管座和接管对接焊而成,该焊接是低合金钢、不锈钢和镍基合金的异种钢焊接。基于异种钢焊接应力大的特性,该对接焊极易产生焊接变形。文中探讨了从接管坡口设计、防变形监控系统搭建、接管装配及固定到焊接过程变形控制等防止焊接变形的方法。结果表明,上述方法的运用,能有效地防止堆芯测量接管焊接变形,且该技术已成功运用在反应堆压力容器堆芯测量接管产品的焊接中。     

反应堆压力容器法兰接管锻件的组织与力学性能

对壁厚为534 mm的反应堆压力容器法兰接管段锻件截面的5个不同部位取样进行室温、350℃高温拉伸和冲击试验。试验结果表明,厚截面锻件呈现出显著的尺寸效应,从表面到中心部位,强度和冲击值均呈下降趋势,表面和中心部位的强度相差近50MPa,而-20℃冲击功相差150 J。利用OM、SEM对锻件截面不同部位的显微组织进行观察,内、外表面为粒状贝氏体和少量马氏体的混合组织,贝氏体铁素体尺寸和碳化物细小。内、外1/4壁厚和中心位置的组织则为全粒状贝氏体,贝氏体组织粗大,碳化物多分布在原奥氏体晶界和贝氏体板条界处。分析认为,法兰接管段锻件在淬火冷却过程中截面厚度不同部位的冷却速度不同,是导致锻件截面厚度组织和力学性能不均匀的主要原因。     

接管安全端焊缝自动超声检测中缺陷的评定

通过对反应堆压力容器接管安全端焊缝模拟体的自动超声检验数据进行分析,论述了在役检验中如何对缺陷分析和评定。     

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.     

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。     

压水堆核电站反应堆压力容器顶盖在役检查

介绍了压水堆核电站反应堆压力容器顶盖劣化和失效案例,以及核电机组的反应堆压力容器顶盖结构。结合案例分析了当前反应堆压力容器顶盖在役检查要求,阐述了满足在役检查要求的反应堆压力容器顶盖在役检查技术,分析了顶盖在役检查技术中表面检验和体积检验的技术难点以及解决措施。提出对我国压水堆反应堆压力容器顶盖实施定期在役检查的建议。