反应堆压力容器不锈钢堆焊层剥离问题分析及工艺控制

反应堆压力容器（简称RPV）属于核电厂的心脏设备，长期在高温、高压、强腐蚀和强辐射的环境下运行。不锈钢堆焊层剥离属于RPV制造中的重大问题，处理代价大。选取华龙一号RPV制造过程中发生的主螺栓孔堆焊和顶盖密封面堆焊层剥离案例，对不锈钢堆焊层剥离的影响因素进行分析研究，提出了预防不锈钢堆焊层剥离的工艺控制关键点，包括：焊接方法、焊接位置、焊接参数、搭接量、预热、焊接工位及操作规范，为后续华龙一号RPV的制造提供了技术积累和工程经验。     

反应堆压力容器回火焊道再制螺纹的强度校核和试验验证

以某堆型反应堆压力容器主螺孔(M155×4)为研究对象,对反应堆压力容器主螺孔螺纹回火焊道焊接修复工艺进行了简述.对采用回火焊道焊接技术修复后的主螺孔再制螺纹强度进行了校核,并对主螺孔回火焊道再制螺纹进行了旋拧试验和拉伸试验验证.计算及试验结果表明:反应堆压力容器主螺孔回火焊道再制螺纹的抗剪切强度、抗挤压强度和抗弯曲强度均满足设计要求,主螺孔回火焊道再制螺纹的强度也满足其旋拧性能和拉伸性能要求.     

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。     

埋弧堆焊低合金钢熔敷金属疲劳性能研究

CAP1000反应堆压力容器堆测接管管座采用低合金钢堆焊成形,堆焊作为增材制造的最原始形态~([1])。在核电的压力容器设计上,采用堆焊结构作为结构的一个部件是不常见的,因此,本文对采用埋弧焊的堆焊方法,从堆焊结构的3个方向:垂直于焊接方向、平行于焊接方向、堆焊结构的高度方向分别进行疲劳试验。试验结果表明,3个方向的疲劳性能基本相当。     

核电厂超声检测技术的应用

阐述了超声检测技术在核电厂核设备检测中的应用,主要包括反应堆压力容器筒体焊缝及接管焊缝、反应堆压力容器主螺栓、燃料组件、控制棒束组件、蒸汽发生器筒体焊缝及接管焊缝、稳压器筒体焊缝、蒸汽发生器/稳压器人孔螺栓、主泵焊缝、主管道焊缝、核辅助管道焊缝和汽轮机叶片等的超声检测;说明了缺陷自身高度测量以及超声检测技术的能力验证方法。     

小车带极堆焊机的研制与应用

针对大型石化压力容器制造过程中内壁堆焊难题,研制了一种能够进入筒节内部并且自主行走的小车带极堆焊机.实际应用表明:研制的小车带极堆焊机操作简便,完全满足筒节内壁堆焊工艺要求,焊接效率高,焊缝成形好.     

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.     

CAP1000反应堆压力容器堆测接管堆焊管座疲劳性能

CAP1000反应堆压力容器堆测接管管座采用低合金钢堆焊成型,堆焊是增材制造的最原始形态。在核电的压力容器设计上,采用堆焊结构作为结构的一个部件是不常见的。采用埋弧堆焊,从堆焊结构的三个方向——垂直于焊接方向、平行于焊接方向、堆焊结构的高度方向分别进行疲劳试验。试验结果表明,三个方向的疲劳性能基本相当。疲劳试验结果与ASME第Ⅲ卷附录Ⅰ提供的母材的疲劳曲线进行对比,三条试验曲线的数据点均位于ASME基准曲线的上方,因此采用ASME第Ⅲ卷附录Ⅰ提供的母材疲劳曲线进行堆焊管座的力学评定是合适的。     

中国核电装备制造业高端焊接材料发展的机遇与挑战

核电装备制造业高端焊接材料国产化,是实现大型核电装备制造自主化．以及核电站自主建设过程中非常重要的环节。核岛的钢制安全壳、反应堆压力容器、蒸发器、稳压器、管接头、主泵、压力容器等重要部件的制造、安装均需要焊接来完成,因而核电建设需要大量焊接材料;     

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。     

CPR1000反应堆压力容器大面积不锈钢堆焊工艺探讨

从CPR1000反应堆压力容器大面积不锈钢堆焊采用的焊接工艺入手,分析了带极埋弧堆焊和带极电渣堆焊两种工艺的优缺点、实际应用情况和关键控制点,并为今后大面积堆焊工艺的发展提出新的探索方向。     

修复

20091224压力容器用钛钢复合板缺陷的爆炸堆焊修复技术/史长根…//压力容器.-2008,25(7):29~31钛及钛合金与钢的爆炸焊接难度较大,复合率较低,易产生不结合区等缺陷,又由于钛与钢的焊接性差,当钛钢复合板出现缺陷时不易修复,因此钛钢复合板的成材率低。对钛钢复合板爆炸焊接缺陷研究出一种爆炸+堆焊的复合修复技术,通过爆炸复合薄钛板作为过渡层,然后在特殊工艺下进行堆焊,使得钛钢复合板的复合率达到100%,大大提高了该类复合板的成材率。表6参620091225PTA氧化反应器的焊接修复/白金中//压力容器.-2008,25(8):33~35针对氧化反应器(TD-201)泄漏产生的原因和TA2工业纯钛的性能及焊接特点,提出检修的焊接工艺,进行了焊工培训,并成功地完成氧化反应器的焊接修复。表220091226P91主蒸气管道热电偶插座裂纹分析及在线修复/于进云…//焊接.-2008(8):46~49为了处理锅炉水压试验时P91主蒸气管道上热电偶插座处发现的焊接裂纹,从结构、材质及焊接工艺等几方面对产生裂纹的原因进行了分析,进而提出了相应的在线修复工艺。在线修复后,进行了外观目测、无损检验、硬度检测及金相试...     

修复

20091224压力容器用钛钢复合板缺陷的爆炸堆焊修复技术/史长根…//压力容器.-2008,25(7):29~31钛及钛合金与钢的爆炸焊接难度较大,复合率较低,易产生不结合区等缺陷,又由于钛与钢的焊接性差,当钛钢复合板出现缺陷时不易修复,因此钛钢复合板的成材率低。对钛钢复合板爆炸焊接缺陷研究出一种爆炸+堆焊的复合修复技术,通过爆炸复合薄钛板作为过渡层,然后在特殊工艺下进行堆焊,使得钛钢复合板的复合率达到100%,大大提高了该类复合板的成材率。表6参620091225PTA氧化反应器的焊接修复/白金中//压力容器.-2008,25(8):33~35针对氧化反应器(TD-201)泄漏产生的原因和TA2工业纯钛的性能及焊接特点,提出检修的焊接工艺,进行了焊工培训,并成功地完成氧化反应器的焊接修复。表220091226P91主蒸气管道热电偶插座裂纹分析及在线修复/于进云…//焊接.-2008(8):46~49为了处理锅炉水压试验时P91主蒸气管道上热电偶插座处发现的焊接裂纹,从结构、材质及焊接工艺等几方面对产生裂纹的原因进行了分析,进而提出了相应的在线修复工艺。在线修复后,进行了外观目测、无损检验、硬度检测及金相试...     

百万千瓦级机组核反应堆压力容器焊接监造

结合驻制造厂的监造经验,从百万千瓦级机组核压力容器焊接前监造准备、关键焊接技术的主环缝焊接监造、接管安全端自动焊接监造、大面积不锈钢堆焊监造、顶盖与管座贯穿件异种金属焊接监造等方面详细介绍设备制造过程的焊接监造,说明了进行百万千瓦级机组核反应堆压力容器焊接监造所需要了解的重点和注意事项。     

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。     

双钨极堆焊技术在核反应堆压力容器制造中的应用与研究

按照核反应堆压力容器不锈钢堆焊工艺评定,分别堆焊了单钨极与双钨极不锈钢堆焊层,通过对比分析两者的焊缝成形、金相组织、硬度分布、化学成分、冲击性能、晶间腐蚀等,说明双钨极与单钨极的主要区别。结果表明,双钨极与单钨极堆焊均能获得良好的焊缝成形,但双钨极焊接效率较单钨极有大幅提升。双钨极与单钨极焊缝其金相组织、硬度分布、冲击性能和晶间腐蚀性能等较为接近。该技术已开始应用于反应堆压力容器的制造。     

以焊代锻—成形堆焊法兰替代锻造法兰的实例

介绍了在压力容器制造中,以堆焊法兰来替代锻造法兰的成形堆焊技术、工艺试验及产品焊接和技术经济效益等。     

反应堆压力容器下底圆J型坡口隔离层堆焊预热问题分析及其处理

介绍了反应堆压力容器下底圆中子测量管的焊接工艺.基于某制造厂发生的该焊缝相关的下底圆J型坡口隔离层堆焊预热质量问题,分析了预热、层间温度等焊缝质量影响要素及该质量问题的处理方案,为今后类似问题的处理和提高J型坡口隔离层的堆焊质量提供参考.     

反应堆压力容器主螺栓超声波检测技术

反应堆压力容器主螺栓作为核设备的重要部件,RSEM标准要求役前及在役阶段对其进行超声波检查。该检测是个多系统配合的过程,它必须依赖专用超声波检查系统、机械扫查器和控制系统的统一协作才能完成。介绍了反应堆压力容器主螺栓超声波检测的部位、探头的选用、仪器的选用以及扫查方式、标定及校核、采集系统和分析系统。     

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。