AP1000核岛主设备用SA508-3钢锻件的监造

ASME SA508-3钢具有优越的可焊性、较好的抗中子辐照脆化性能和非常好的断裂韧性以及冲击韧性,因此被广泛应用于压水堆核电站核岛压力容器的制造中。AP1000三代核电机组的一些主设备,如反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器的全部大锻件及一些重要部件均采用了这一钢种。通过对SA508-3钢锻件制造过程中的技术要点的分析,指出了该钢种的锻件在制造过程中的质量关注重点,提出了对该钢种锻件实施监造过程中的监督方法和监督重点。     

论高强度钢在核动力反应堆压力容器中的应用

本文论述高强度钢在核动力反应堆压力容器中的应用前景.着重指出,在技术工艺水平高度发展的今天,限制高强度钢应用的主要障碍不在于材料和制造工艺,而在于现行的压力容器规范:建议改变现行规范规定的取用设计许用应力的方法,修改材料的极限强度对设计许用应力的限制,而代之以针对不同材料和不同类型的容器规定一个合适的材料屈强比要求.     

A508-3钢及其焊接材料与工艺研究

介绍了压水堆核电站反应堆压力容器用A508-3钢及其配套焊接材料与工艺的研究情况。首先介绍了研究内容,包括6项母材物理参数测定、10项验收考核性能要求、21项测试及11项研究项目;其次概述了600MWe压水堆核电站反应堆压力容器堆芯筒体及蒸汽发生器管板等壁厚模拟产品的制造;第三以八个表格形式给出了母材锻件、焊缝、热影响区及堆焊层金属的验收要求以及对两个模拟产品的实测性能数据,同时给出了母材、焊缝及热影响区金属的快中子辐照试验结果;最后给出了评价。A508-3锻件的生产、两个模拟产品的制造及实测性能数据表明,我国掌握了压水堆核电厂核岛主设备母材与焊材的生产、焊接、堆焊工艺及无损检测等关键制造技术,核岛主要设备可以实现国产化。     

A508-3钢及其焊接材料与工艺研究

介绍了压水堆核电站反应堆压力容器用A508-3钢及其配套焊接材料与工艺的研究情况。首先介绍了研究内容,包括6项母材物理参数测定、10项验收考核性能要求、21项测试及11项研究项目;其次概述了600MWe压水堆核电站反应堆压力容器堆芯简体及蒸汽发生器管板等壁厚模拟产品的制造;第三以八个表格形式给出了母材锻件、焊缝、热影响 区及堆焊层金属的验收要求以及对两个模拟产品的实测性能数据,同时给出了母材、焊缝及热影响区金属的快中子辐照试验结果;最后给出了评价.A508-3锻件的生产、两个模拟产品的制造及实测性能数据表明,我国掌握了压水堆核电厂核岛主设备母材与焊材的生产、焊接、堆焊工艺及无损检测等关键制造技术,核岛主要设备可以实现国产化。     

无损检测技术在秦山二期核反应堆压力容器制造中的应用

论述了多种无损检测技术在秦山二期1号和2号机组核反应堆压力容器生产中的应用,以及对锻件、焊缝进行无损检测的方法与注意事项,根据1号和2号机组反应堆压力容器制造过程中无损检测的经验反馈,结合新版的检查规范,在3号和4号机组反应堆压力容器无损检测方面增加了新的要求。     

反应堆压力容器用大型低合金钢锻件评定技术

为固化核电反应堆压力容器(RPV)用大型低合金钢锻件的全流程制造工艺和关键工艺参数,基于RCC-M M140规范要求,提出一整套评定技术方案。该技术方案可对RPV低合金钢锻件化学成分、机械性能、金相组织的均匀性进行全面验证,已在RPV用低合金钢锻件制造过程中成功应用。     

改进型A508CL3钢的中子辐照脆化性能研究

在高通量工程试验堆对国产反应堆压力容器用Ａ５０８ＣＬ３钢进行了中子辐照脆化性能试验，并利用示波冲击分析了辐照前试样的动态断裂过程。研究结果表明：改进型Ａ５０８ＣＬ３钢锻件具有良好的抗中子辐照脆化性能，ＲＰＶ钢可以立足限国内生产。     

核压力容器材料国产化的可行性评述

文中扼要介绍了我国首次生产的 RPV 用 A508-3钢锻件的工艺和性能。通过对生产经验、试验研究、国内外文献和国内现有及新添设备的分析给出:实现600MW 核电站压力容器国产化在实际上具备了可行性和现实性。     

秦山二期工程反应堆压力容器管座焊接设计和工艺研究

秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有3种类型的管座.重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接没计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响.介绍了焊接工艺中控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施.还根据1#和2#机组压力容器制造经验的反馈,吸取国际上容器设计的先进技术,提出了反应堆压力容器管座焊接变形的控制措施.     

压水堆核电站反应堆压力容器锻件国产化探讨

高质量要求及大型化是反应堆压力容器锻件的两个关链问题。本文首先简介了反应堆压力容器对材料的特殊性能要求和锻件大型化的情况,然后分析了大型锻件的生产工艺路线及目前我国存在 的主要差距,最后介绍了提高大型锻件质量的措施。     

Determination of Na and Fe in High-level Liquid Waste by Gloved Atom Absorption Spectrometry

国产核电厂（300MW）反应堆压力容器用A508-3钢制造，它是一种铁素体低合金钢。母材和焊缝金属的参考无延性转变温度（RTNDT）低于-20℃。由于反应堆的中子辐照效应，钢的韧性下降，无延性转变温度上升，即钢材从韧性向脆性转变，从而增加了容器突发性脆性断裂的可能性。     

反应堆压力容器低合金钢锻件超声检测时机探讨

为了确定反应堆压力容器(RPV)钢锻件最佳超声检测时机,本文采用分析的方法明确了RCC-M规范要求是对RPV低合金钢锻件在最终精加工后才进行超声检测。通过研究超声检测机理并结合其他标准的规定,综合对此时机的合理性进行了探讨,提出了更为合理的检测时机应为对RPV低合金钢锻件性能热处理之后、精加工前进行。     

分析法设计中应力分类的一种实用化方法

应力分类是分析法设计中的关键问题，目前，解决分析法设计中的应力分类问题已有多种方法，但这些方法在实际应用中都存在若干局限性。本文在介绍和讨论这些方法的基础上，提出了一种适合工程上采用的实用性方法，并结合美国机械工程师协会（ASME）制定的压力容器设计规范，采用Java语言开发了压力容器应力分类原型系统，实现了容器类结构的应力分类自动化。     

核电厂核岛压力容器气压试验的方法研究

法系核电厂核岛压力容器根据在役检查规范和大纲的要求需要实施定期水压试验，但部分容器由于系统设计的原因不能用液体实施水压试验，只能执行气压试验。本文对比分析了国内外规范对于气压试验的实施要求，并结合核岛安装阶段的气压试验过程，选定了核岛压力容器气压试验的试验压力、试验介质、验收标准等；同时结合容器水压试验的风险分析和辐射防护要求，制定气压试验的防护措施。根据以上试验参数与风险防护措施，在某核电厂核岛成功实施了压力容器气压试验，为后续的在役阶段核岛压力容器气压试验提供重要参考。     

影响反应堆压力容器钢辐照脆性的因素及控制措施

辐照性能是影响反应堆压力容器使用寿命和运行安全的重要形式.本文阐述了影响反应堆压力容器辐照脆性的主要因素,并从反应堆压力容器钢的化学成分、生产工艺和辐照后退火等方面提出了控制反应堆压力容器钢辐照脆性的主要措施.     

1000MW核电管板纯净钢锻件制造工艺及其性能

根据1000MW核电管板用纯净钢锻件性能和组织的要求，利用合金化原理确定了冶炼时钢中各合金元素的成分控制方向；采用电炉加钢包炉加真空浇注进行冶炼浇注，真空浇注过程中加保护防止二次氧化；采用特殊的镦粗工艺避免了管板镦粗过程心部产生超标缺陷；采用合理的热处理工艺，保证管板锻件的组织和性能。经检验表明，锻件用钢的质量达到了纯净钢的要求，管板锻件的综合性能达到世界领先水平。     

世界最大的堆用压力容器

【英国《国际核工程》1983年3月号第7页报道】为阿根廷阿图查-2号加压重水慢化和冷却反应堆生产的1000吨压力容器,是世界上已生产的堆用压力容器中最大的一个。容器的部件正在四个国家制造,最后的焊接将在工地制造车间内进行。该压力容器是由西德电站联盟设计的,总长14.26米,法兰外径8.44米。该压力容器比输出热功率相同的压水堆     

论压水堆核电站反应堆压力容器用钢的国产化

本文论述国外压水堆压力容器大型锻件的现状,我国300MWe 秦山核电站大型锻件的生产情况和大型锻件国产化的意见。     

国产A508-Ⅲ钢辐照后的室温低周疲劳性能

A508-Ⅲ钢是国际上核一级压力容器的常用材料。由于反应堆压力容器在服役过程中将暴露在较强的中子辐照场中，辐照脆化是压力容器老化失效的主要原因之一。因此，容器材料辐照后的疲劳性能应该被检测并将数据结果存入数据库，以便于评估压力容器在服役过程中的安全性及剩余寿命。     

国产508—Ⅲ钢低周疲劳和动态断裂韧度试验研究

５０８－Ⅲ钢是国际上核一级压力容器常用的材料，但国产５０８－Ⅲ钢的疲劳和断裂性能尚未见报导。本文研究了国产５０８－Ⅲ钢锻件的低周疲劳和动态断裂韧度。通过试验，得到了５０８－Ⅲ钢的设计疲劳曲线和ｋｋｌ－（Ｔ－ＲＴＮＤＴ）曲线，并与ＡＳＭＥ规范和ＲＣＣ－Ｍ规范相应的基准曲线进行了比较。