某核电厂主泵-主管道焊缝冲击韧性偏低不符合项的审评

针对某核电厂主泵-主管道焊缝材料冲击韧性偏低这一不符合项,根据目前我国的核安全法规和俄罗斯有关的标准规范并结合国际上通用的核标准,针对这一不符合项提出了自己的审评见解和解决方案.并对该核电厂今后的运行提出了安全要求.     

316LN奥氏体不锈钢焊缝低温热老化行为研究

在压水堆核电厂中,主管道奥氏体不锈钢焊缝长期在其热老化敏感温度(280~325℃)下运行,为了研究主管道奥氏体不锈钢焊缝在核电厂运行温度下的热老化性能,开展了铁素体含量为10.7%的316LN不锈钢主管道焊缝在325、365、400℃下的低温热老化行为研究。结果表明:经6000 h热老化后,焊缝中铁素体相和奥氏体相中的主要元素含量没有发生明显变化,焊缝显微硬度快速增加但奥氏体相显微硬度没有发生变化,焊缝冲击功显著下降、拉伸性能变化较小。     

核电厂反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力分析

综述了现有的反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力的测试结果和残余应力选取的实践经验。对于反应堆压力容器环焊缝,残余应力沿壁厚呈余弦分布,其最大值可取为60MPa。对于主管道对接环焊缝,最大残余应力区域通常位于在焊缝中心线且靠近管道外表面,而运行过程中的缺陷常出现在内表面区域,在进行安全性评价时焊缝最大残余应力可取为100MPa。     

先进压水堆核电厂主管道结构完整性的研究

以某先进压水堆核电厂主管道为例,对核安全一级管道的结构完整性进行分析评价,并对根据规范设计的管道设计裕量进行了分析。管道结构完整性评价内容包括依据规范对管道强度进行评价、采用解析法求解管道温度场进行热棘轮评价、采用简化雨流法对管道进行疲劳寿命评价。计算结果表明,主管道最小壁厚减少至55 mm能够满足标准规范要求,但安全裕度较小,其中主管道支管位置的疲劳和热棘轮评价结果裕量最小。     

压水堆核电厂主管道窄间隙自动焊焊丝研究

根据窄间隙自动焊工艺及主管道母材特点,在ER316L焊材基础上研究与主管道自动焊技术相匹配的专用焊材。通过模拟焊接试验和热裂纹试验验证了自动焊焊材的稳定性、可焊性,并对其焊缝疲劳寿命进行试验。研究结果证明新开发的自动焊焊材与主管道窄间隙自动焊工艺相匹配,焊缝接头综合性能良好。     

AP1000核电冷却剂主管道监造分析

AP1000核电冷却剂主管道首次采用超低碳控氮不锈钢整体锻造技术,有别于传统压水堆核电的离心铸造管道,具有冶炼、锻造技术要求高、机加工时间长、弯管工艺复杂、制造难度大等特点。通过对AP1000冷却剂主管道制造过程中的技术要点总结,介绍了制造环节中的关键控制点,同时对主管道制造中的质量监督重点做了分析。     

核电厂主管道窄间隙自动焊技术的应用

压水堆核电站主回路主管道是超低碳奥氏体不锈钢大厚壁管道,在高温、高辐射的环境下服役,对焊接质量要求极高。因此核电站主回路主管道的焊接施工是核电站建设过程的关键控制项目。本文根据核电站主管道自动焊现场实际情况,详细介绍主管道窄间隙自动焊现场安装过程中施工工序、质量控制措施、技术要点等方面内容。为核电站主管道窄间隙自动焊施工提供借鉴。     

EPR项目蒸汽发生器下封头与管板环焊缝超声检验技术改进

欧洲先进压水堆（EPR）项目蒸汽发生器下封头和管板环焊缝是一回路的重要边界,焊缝厚度大且焊缝的一侧为球面,制定超声检验工艺时要充分考虑探头声束衰减、探头角度变化等影响,以满足相关检验标准的要求。对RCC-M和EN 1713等标准深入研究后,通过对探头能量和角度变化的分析与模拟演算,可得出:该焊缝超声检验增加60°探头,不仅满足标准要求,而且从检验工艺上大大降低了危险性缺陷漏检的风险。      

核反应堆堆内构件焊接工艺评定

核反应堆堆内构件、零部件及焊缝、焊点较多,存在焊接接头型式、母材及其厚度、焊接工艺方法、焊接位置和方向等的不同,导致焊接工艺评定的复杂性。文章介绍了焊接工艺评定的一般变素、堆内构件焊缝分布及堆内构件的焊接工艺评定。并针对RCC-M规范、ASME规范及国内相关标准对焊接工艺评定要求的差异,结合堆内构件焊接工艺评定过程中尺寸稳定化处理、焊接接头的横向拉伸试样、手工焊与自动焊的定义、破坏性试验的复验要求等方面的争议,提出了个人的理解和认识。     

小型核电站主管道的焊接

本文介绍了小型核电站主管道焊接方法、焊接接头设计以及如何评定焊缝质量。主管道焊接根部采用内部氩气保护和熔化垫圈氩弧焊的方法可以得到满意的能符合工程运行要求的焊接质量。     

主蒸汽超级管道许可证模拟件制作的基本要求

主蒸汽超级管道是核电厂的重要核级设备,申请此类设备的厂家需完成模拟件的试制工作,但目前在国家核安全局发布的《民用核安全机械设备模拟件制作实施细则》中并没有针对主蒸汽超级管道模拟件的试制提出具体的要求.简要介绍了二代改进型核电厂主蒸汽超级管道的技术要求,并结合许可证的审查实践、对模拟件的型式选择、质量管理要求及在制作过程中工艺控制、检验和试验控制等方面给出了一些基本要求,可为主蒸汽超级管道制造许可证申请者及技术审查人员提供参考.     

射线检测数字化成像技术在核电施工中应用可行性的研究

射线检测为核电施工中最主要的无损检测方法之一,每台机组建造过程中大概需要拍摄二十万套底片,而传统胶片照相检测技术存在诸多不足,故迫切需要寻求一种全新高质量的射线检测方法。数字化成像CR技术有希望替代胶片进行射线检测的技术,选定CR技术做为核电施工中运用可行性分析研究的主体,利用研发制造的验证性测试先进试块,对CR图像质量影响因素和CR技术特征进行测试研究。建立并使用庞大的缺陷试样库,制定并完善可运用于核电现场管道焊缝对比测试的工艺参数,实施对核电现场各系统管道焊缝CR技术和胶片技术的对比透照,进而从CR技术特点、技术可行性、应用经济性、操作适应性和便利性等角度对CR技术在核电施工中的应用进行可行性分析。     

Fracture properties evaluation of carbon steel piping for main steam line

The objective of this paper is to evaluate the material properties of SA106 Gr.C carbon steel pipes and their associated welds manufactured for main steam line of Yonggwang nuclear generating station units 3 and 4.Tensile and fracture toughness tests were performed on specimens taken from actual pipes and the effect of various parameters such as the pipe size, the specimen orientation, the test temperature and the welding procedure on the material properties are discussed. Fracture toughness test results show significant crack plane orientation and test temperature dependence. An empirical equation correlating tensile and fracture toughness data is also proposed.     

CF-8M铸造不锈钢热老化的无损检测和评估方法研究

核电站主管道铸造不锈钢在280~325 ℃下长期运行服役过程中存在热老化脆化问题,韧性会大幅下降,为检测和评估主管道材料的热老化程度,通过对核级CF 8M静态铸造不锈钢主管道材料在400 ℃下热老化10 000 h的样品进行了热电势测量,研究了不同热老化阶段的力学性能（冲击能）和热电势与老化时间的关系,获得了热老化影响因素归一化后的参数与力学性能（冲击能）和热电势的对应关系式。结果表明,在热老化初始阶段冲击能下降较快,达到8 000 h后冲击能下降趋势已趋于平缓。在试验周期内,随着对数老化时间的增加,热电势呈线性增加;随着热电势的增加,冲击能开始下降较快,后期下降趋势变缓,逐渐趋于饱和,冲击能随热电势变化的形式和冲击能随热老化时间变化的形式相似。对热老化影响因素进行归一化后的参数值与热电势呈线性关系,基于该关系式可利用热电势检测技术评估服役部件热老化后的性能下降程度。     

核电厂BOSS焊缝在线堆焊修复相控阵超声检验技术

核电厂反应堆换料水池与乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）及设备循环冷却系统（RRI）中含有大量管座接头（BOSS）焊缝,其安全性和可靠性直接影响所存储核燃料的安全状态,对其进行缺陷排查和在线修复是核电厂在役检查监督的重点和难点。本文针对BOSS焊缝在线堆焊修复的特殊要求和检验难点以及射线检验的局限性,设计了一套专用的相控阵超声探头和检验工艺,试验验证结果满足堆焊修复要求,并制订了核电厂BOSS焊缝堆焊修复无损检验的方法和在役检查监督的策略。     

核电厂管道弯曲工艺

目前,在核电管道安装中大量使用了弯管,这些弯管不仅改善了流体的力学性能,同时也减少了管道上的焊口数量,提高了管线运行的可靠性;弯管可根据技术要求采用冷弯或热弯工艺,每种工艺又各有几种方法,弯管的加工一般都在车间进行,生产环境和精度上有可靠地保证,是工厂化管道生产的发展趋势,而合理地选取弯曲工艺和方法是保证弯管质量的关键,目前工艺管道弯曲半径普遍都在3倍公称直径以上,管径愈大,弯曲半径也愈大,工艺操作难度愈大,所以在选材、弯制、检查、处理等环节上必须严格执行标准;随着弯管在核电、化工等领域的普遍应用,弯管的加工工艺水平还在不断的提升。     

Steam generator small bore piping socket weld inspection using the phased array ultrasonic technique

As nuclear power plants age, the likelihood of failures in the small bore piping used in those plants caused by exposure to mechanical vibrations during plant operations increases. While small bore piping failures rarely cause plant shutdown, the management of small piping has been a keen area of interest since their repair or maintenance requires a reactor trip. Steam generator (SG) drain pipe socket welds are small diameter piping connections (nominal pipe schedule 3–4 inches) susceptible to mechanical vibration. SG drain pipe socket weld failures have caused coolant leakage. Therefore, more reliable inspection technologies for small bore piping need to be developed to detect problems at an early stage and prevent pipe failures. This research aims to improve the reliability and accuracy of small bore piping inspections through the design, manufacture and application of a new phased array ultrasonic testing technique and inspection system for SG drain line socket welds.     

核电厂一回路管座焊缝超声波检测仿真研究

小尺寸支管接头(BOSS)焊缝作为核电厂一回路压力边界的薄弱环节,对其有效监控是核电厂日常和在役大修的重点和难点。采用仿真技术、工艺试验和现场应用验证等方法,设计并验证了BOSS焊缝的超声波相控阵检测工艺,解决了核电厂日常和在役大修中BOSS焊缝的监督难点。并得到类似超声波相控阵检测工艺的设计和验证方法。     

岭澳核电站灯具更换的电磁兼容性研究

目前岭澳一期核电站主控室采用的电感灯将逐步被三星LED灯替代,但三星LED灯配置的开关电源产生的电磁辐射可能影响其他核电设备的正常工作,带来电磁兼容性问题。论文首先根据文献调研情况提出了主控室内设备设施的辐射抗扰度水平,然后从试验和现场实测两个角度,对三星LED灯和电感灯的电磁辐射骚扰特性进行了分析;同时在试验室对上述两种类型灯具的低频传导骚扰电压和谐波电流进行了对比测试。结果表明:从电磁辐射骚扰水平大小来看,考虑最严重条件下,主控室更换为三星LED灯后,产生的电场辐射骚扰水平和低频磁场辐射骚扰水平均远小于前述提出的核电设备辐射抗扰度水平,低频传导骚扰电压和谐波电流测试结果也满足现有国家标准要求,因此三星LED灯可替换目前主控室照明的电感灯。     

Semi-probabilistic fracture mechanics approach for a quality assurance system for welds of a containment for a 1000 MW nuclear power unit

The paper deals with a quality control system based on: (1) limit stage design for a given level of failure probability (P_f≤10⁻⁶), and (2) fracture mechanics requirements for welds, the heat-affected zone (HAZ), and parent material (St 355 E). This quality control system was carried out under on-site-conditions when building a steel-sheet/reinforced concrete composite construction of a containment for a nuclear power station. The basic element of the quality assurance system are the control welds produced simultaneously with the welds on site (manual electrode welding). The materials testing program of such control welds and statistical evaluation of test results are described. The results show a fairly good reproducibility of measured J-integral values of welds gained from on-site-specimens (control welds) and those obtained from pre-tested welding technologies. The objective of this paper is to encourage the application of the proposed semi-probabilistic fracture mechanics approach for cases, when the area of proven experience for designing and fabricating welded metallic constructions must be left. Some conclusions of practical interest are discussed, for instance: (1) restrictions for high-strength steels, resulting from the limitation of yield to ultimate tensile strength ratio (R_p0,2/R_m≤0.75) in the standards and regulations; (2) importance of demand for a portion of plastic component of the J-integral to exclude brittle fracture of welds; and (3) derivation of a fracture toughness criterion for application to high strength steels.