核反应堆压力容器典型508—Ⅲ钢锻件的热处理

本文就３００ＭＷ核反应堆压力容器主要锻件接管段、筒体和管板阐述了性能指标要求，热处理工艺及产品性能检验结果。     

核反应堆压力容器用INCONEL600合金锻件热处理工艺研究

通过试验室阶段试验及工业性生产试验结果表明,核反应堆压力容器用INCONEL 600合金采用固溶温度为950～1000℃、水冷处理的热处理工艺是完全可行的,材料的性能结果达到技术标准要求.     

核反应堆压力容器用INCONEL 600合金锻件热处理工艺研究

通过试验室阶段试验及工业性生产试验结果表明,核反应堆压力容器用INCONEL 600合金采用固溶温度为950～1000℃、水冷处理的热处理工艺是完全可行的,材料的性能结果达到技术标准要求。     

核反应堆压力容器用INCONEL600合金锻件热处理工艺研究

通过试验室阶段试验及工业性生产试验结果表明,核反应堆压力容器用INCONEL600合金采用固溶温度为960－1000℃、水冷处理的热处理工艺是完全可行的,材料的性能结果达到技术标准要求。     

压力容器用16MnR与SA-516钢板的分析比较

对压力容器设计中常用的16MnR与SA-516板材从化学成分，力学性能等方面进行了分析和比较，并对其设计选用提出了几点建议。     

300MW核反应堆压力容器产品顶盖与驱动机构管座异种金属的焊接技术

本文就顶盖管座贯穿件组合焊及Ｉｎｃｏｎｅｌ６９０与３２１不锈钢异种钢管树接焊焊接接头裂热纹倾向和异种钢焊接变形的影响因素进行了分析，提出了防止热裂纹和焊接变形应采取的工艺措施。生产实践证明，采取的各项工艺措施是合理有效的，产品焊接质量完全满足设备规格书要求。     

FCAW在16MnR(HIC)抗氢钢压力容器中的应用

介绍了将FCAW用于16MnR（HIC）钢压力容器的制造工艺。采用了高质量焊接材料和适当的焊接规范参数范围，焊接工艺评定试验结果完全满足产品制造技术条件要求；在产品焊接过程中，通过焊接操作和焊接工艺的控制，使焊缝通过100％的超声波探伤、射线探伤以及水压试验。     

核反应堆压力容器表面保护技术的研究与应用

核反应堆压力容器的表面涂装保护技术条件要求极严。一重集团公司通过大量试验研究,确定了国产涂装材料和可靠的涂装工艺,施工结果完全满足了该产品的技术要求。     

300MW核反应堆压力容器球形顶盖向心环焊缝的焊接

本文介绍了我公司在300 MW核反应堆压力容器的球形顶盖向心环焊缝的焊接中,经过对焊接材料、焊接方法和工艺的全面试验和研究,在变位器上实现了窄间隙丝极埋弧自动焊接工艺方法,一次焊接成功。焊后经无损检测质量优良。通过产品鉴证件性能检验结果表明,其各项性能指标均符合产品设计要求,与日本制造的同类产品鉴证件性能相一致,填补了国内空白,为国产化开创了新局面。     

压力容器用Q345R钢窄间隙MAG焊研究

以压力容器用Q345R钢为对象,进行了旋转电弧窄间隙熔化极气体保护焊试验。观察了焊接接头的宏观形貌,试件的拉伸、弯曲和冲击试验表明：焊接接头力学性能指标均满足标准要求。使用旋转电孤窄间隙方法,显著的改善了坡口两侧壁的熔透,其熔敷效率高,热输入低,是压力容器制造的一种高质,优效的技术。     

核反应堆压力容器主螺栓的质量控制

核反应堆压力容器主螺栓是连接核反应堆压力容器顶盖与筒体的紧固密封件。其质量过程控制主要包括:主螺栓无损检验、主螺栓机械加工、不完整螺纹修整,主螺栓清洁、包装。     

核电压力容器用钢的发展及研究现状

介绍了核反应堆压力容器用钢的发展和演化规律,给出了常见的各类合金元素在钢中的作用及各类杂质元素的危害,分析了不同热处理工艺、制造工艺对材料性能的影响,最后预测了当前核电压力容器用钢的发展趋势。     

反应堆压力容器模拟钢等温热时效的硬度研究

研究反应堆压力容器模拟钢（Cu含量大于0.25%wt）的等温热时效强化行为。模拟钢900℃固溶处理后水淬保留的过饱和Cu原子在时效过程中析出长大,使得材料出现强化。试验选取3个平行试样用30 kg载荷进行维氏硬度测量,每个样品测量五次,取平均值作为测量结果。结果表明,试样硬度随时效时间增加发生变化。在此基础上分析了时效强化曲线并得到了合金元素Ni对时效硬化峰时间及峰形的影响。     

浅析核电厂反应堆压力容器完整性问题

反应堆压力容器（RPV）作为核电厂重要主设备之一,其完整性直接影响到核电厂的安全运行,为了确保反应堆压力容器的完整性,需要在设计、制造、安装和运行过程中重点关注相关问题。介绍了反应堆压力容器的材质发展过程、反应堆压力容器的典型降级模式,并对产生降级的原因进行了分析,提出了下一步预防降级可采取的措施,以确保反应堆压力容器的完整性,进而为核电厂的反应堆压力容器的设计、制造、安装和运行维护阶段提供参考。     

反应堆压力容器顶封头接管冷装过盈配合力学分析

200 MW低温核供热堆反应堆压力容器顶封头壳体与小口径接管间采用冷装过盈配合连接结构,为确定过盈配合连接合理的最小过盈量和最大过盈量,首先建立了过盈连接结构解析解的简化模型,分析确定了过盈配合连接结构最小过盈量和最大过盈量计算的适用工况;再根据弹性力学理论对过盈配合连接结构进行力学分析,推导出最小过盈量和最大过盈量的工程计算方法;最后,采用ANSYS有限元分析软件对典型接管的冷装过盈配合连接结构的合理性进行冷态和热态工况下的验证。     

反应堆压力容器紧固件清洗设备研制

介绍了反应堆压力容器紧固件及其表面污垢的特点,结合紧固件清洗条件及要求,分析了常用的紧固件清洗方式,确定了适合反应堆压力容器紧固件清洗的技术方案,研制出相应的清洗设备。该设备布置灵活、且便于运输和系统扩展,并应用于工程实践。     

民用核电反应堆压力容器制造要点

对反应堆压力容器制造过程中的部分难点,进行了简单的阐述和分析。     

反应堆压力容器承压热冲击分析

依据法规要求和国外的研究成果 ,对压水堆核电厂反应堆压力容器承压热冲击 (PTS)的研究方法进行阐述。研究工作考虑和比较了不同的裂纹尺寸、不同的裂纹类型和不同的PTS瞬态的情况 ,进而确定该RPV在哪种裂纹和哪种瞬态下最危险。热弹性和热弹塑性两种材料模式运用于RPV的应力计算 ,分析中考虑了不锈钢堆焊层对断裂分析的影响。     

反应堆压力容器主螺栓螺纹疲劳分析方法

反应堆压力容器主螺栓螺纹是核岛设备疲劳分析中裕量偏小的典型部位之一。为优化螺纹疲劳数值分析方法,考虑主螺栓及主螺孔结构特点,从螺纹模型简化方式、应力提取及组合方式、瞬态温度和压力载荷叠加方式、疲劳强度减弱系数Kf取值及使用方法等方面,对反应堆压力容器主螺栓螺纹疲劳性能进行对比分析,总结出各因素对疲劳累积使用系数的影响规律,推荐一套较为合理、有效的计算方法,以提升螺纹疲劳分析裕量,从而为螺栓结构设计提供参考。     

反应堆压力容器钢韧性评价及韧脆转变机理的研究进展

反应堆压力容器(RPV)钢的力学性能评价是核电厂延寿评价的主要内容,其中辐照损伤引起的韧脆转变温度上升是影响运行安全和寿命的主要因素.RPV钢的韧脆转变评价通过抽取监督试样进行,但监督试样的短缺迫使材料工作者采用小试样和试样重组等技术研究韧性评价问题.对近年来国内外RPV钢的韧性评价方法进行了论述,介绍了几种无损检测技...