广东核电站主回路管道现场焊接

介绍了广东亚湾核电站反庆堆主回路中主管道和波动管段的结构。给出了这些管段焊口的坡口形式，焊接方法，焊接材料，焊接工艺参数及实焊工序程序，完成了产品的妆，检验结果符合技术要求。     

三代核电站EPR与AP1000主管道安装及焊接差异分析

EPR与AP1000主管道焊接均采用窄间隙自动焊的方法进行焊接,文章对EPR与AP1000核电站主管道安装技术要求、施工逻辑顺序及焊接过程进行了详细的对比分析,阐明了二者的异同,为三代核电站主管道的安装及焊接提供了重要的参考。     

AP1000核电站主管道焊接变形与残余应力研究

与"二代加"核电站相比,AP1000核电站主管道首次采用TP316LN控氮奥氏体不锈钢的整体锻造技术。本文通过主管道试件焊接变形与残余应力测试,为主管道安装设计提供技术支持。试验表明,主管道在焊接过程中焊接变形主要集中于焊接的初始阶段,焊接1/4厚度时,变形量为4 mm左右,焊接完成后,焊缝收缩量高达6 mm。盲孔法测试结果表明,主管道焊接残余应力主要集中于热影响区,轴向应力略高于环向应力,高达245 MPa。     

CPR1000核电站核岛主管道预制焊接变形研究及应用

针对CPR1000核电站核岛主管道用厚壁不镑铜核岛主管道预制焊接中的焊接变形问题,采用理论分析与模拟试验相结合的研究方法,系统地研究了核电站核岛主管道预制焊接不同装配结构的焊接变形特点,确立了主管道预制焊接的反变形措施,保证了主管道预制焊接质量.     

核电站VVER堆型复合钢主管道窄间隙钨极氩弧(N-TIG)自动焊技术应用可行性研究

依据国内M310、CPR1000、AP1000等堆型核电站主回路管道的焊接已陆续实现自动焊技术,在提升施工效率及质量方面效果显著,结合俄罗斯VVER堆型主管道复合钢材料的特点,论述国内核岛主管道自动焊接现状,对研发中国特色的主管道复合钢自动焊施工工艺、利用国外资源,推动国际化合作的可行性研究具有重大意义。     

国内首个核电自动焊接项目获成功

随着最后一道主管道自动焊弧光的熄灭,中国核工业二三建设有限公司（以下简称“中核二三”）自有知识产权的CPR1000主管道自动焊工艺首个应用项目——宁德核电站1号机组主管道窄间隙自动焊焊接工作日前在宁德核电站全部完成,这标志着国内首座在核岛安装领域正式采用自动焊工艺的核电项目施工取得成功。     

CNP650型压水堆主管道手工焊接工艺评定

CNP650型压水堆的主管道作为反应堆压力容器堆芯冷却剂的通道,是连接反应堆压力容器、主泵和蒸汽发生器的大型厚壁承压管道。主管道焊接施工是核岛主设备安装的关键路径,是核电建设的重点与难点。焊接工艺评定所提供的数据与焊接经验,对确保主管道焊接施工一次成功,起着非常重要的作用。秦山核电二期扩建工程CNP650型核电站主管道手工焊接工艺评定从模拟现场焊接施工的条件、焊接过程管理、理化试验、焊接变形等方面进行控制,以获得符合技术规范对熔敷金属无损检测、理化性能的要求。焊接工艺评定过程控制为主管道焊接施工提供先决条件。     

台山EPR核电站核岛安装工程小管预制自动焊应用技术研究

台山核电站是我国首个采用法国第三代EPR技术的项目。首先对小管的自身特点、工程量、接头形式以及工期要求做了详细分析,并与CPR1000核电项目进行了简单对比,认为小管预制存在着工作量大、工期要求紧等困难,并提出采用自动焊技术给予解决的方案。从焊接方法、焊接设备、焊接材料、辅助设备四个方面对自动焊技术方案进行了介绍,并通过工艺分析、焊接质量、焊接效率、焊接操作工培训和成本五个方面对其可行性进行了验证,同时也指出了采用自动焊的风险及预控措施。实际应用证明,自动焊技术在台山EPR核电项目的应用是有积极意义的。     

AP1000锻造主管道接管的焊接及控制

主管道是连接核岛反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵、稳压器和蒸汽发生器的关键设备,被称作核电站的"主动脉",是压水堆核电站核岛主设备之一。介绍了AP1000锻造主管道接管焊接的主要工艺,包括母材、焊材及焊接的实施,并描述了接管焊接的过程控制。     

RCC-M2007版与2000版+2002补遗指导下的核岛安装施工焊接工艺评定差异分析

广东台山核电站采用EPR堆型,执行RCC-M2007版建造标准,但2007版RCC-M标准在国内核电项目的应用目前尚处于探索阶段。从母材分类、焊接接头形式、厚度与直径的覆盖范围、焊接位置、无损检测、破坏性试验以及焊接线能量的测算等焊接工艺评定的各个要素对RCC-M 2007和2000+2002补遗之间的差异进行了探讨,为基于2007版RCC-M标准的焊接活动提供参考。对比分析结果表明两版本在厚度与直径的覆盖范围、焊接接头形式、无损检测、破坏性试验这四部分内容的要求上有一定的变化;对于母材分类方式和焊接位置这两个因素,表面上看差异比较大,实际差异并不大;在焊接线能量因素上,存在比较大的差异。     

窄间隙焊技术在核电建设中的应用

窄间隙焊接是将常规的焊接工艺与窄间隙坡口结合在一起,通过专门的装置和控制技术而集成的一种新型焊接技术.介绍了常用的窄间隙焊接技术的优劣和应用现状,重点介绍了窄间隙焊接技术在核电站焊接上的应用,主要包括压力容器、核电站主设备和核电站主管道的焊接.展望了窄间隙焊技术在核电站建设中应用的前景和发展趋势,尤其是窄间隙焊机的国产...     

EPR核电站安全壳内部换料水池天花板的焊接

台山EPR核电站安全壳内部换料水池(简称:IRWST水池)采用单面焊双面成形焊接工艺,该工艺属世界核电站不锈钢水池建造领域首次采用.简要介绍了IRWST水池天花板的焊接工艺和焊接过程中出现的问题与解决措施,希望对以后核电站不锈钢水池的焊接起到一定的借鉴作用.     

窄间隙焊接技术与经济特性评估

在核电越来越广泛应用厚壁钢管或钢板的背景下,本文从工艺特征、焊缝力学性能、焊接残余应力和变形、生产成本等方面阐述窄间隙焊的经济和技术特性;窄间隙焊接头的残余变形和应力小,接头的力学性能好,且可降低成本。此外,对核电站主管道窄间隙焊接与传统手工焊接方法进行比较,结果表明第三代核电主管道采用窄间隙自动化焊接更具优越性。     

主管道打底焊接质量控制

主管道全尺寸安装模拟试验是核电厂主管道正式安装、焊接之前最重要的工作,而打底焊为焊接的第一道工序,其质量是决定主管道焊缝成形及性能优劣的基础,因此,控制好打底焊接的质量是主管道全尺寸安装模拟试验成功的关键。针对某核电机组主管道全尺寸安装模拟试验中3个焊口打底焊接过程发生的烧穿、内凹和未焊透缺陷,从人、机、料、法、环五个方面分析讨论,并结合原因进行了验证,找出此次打底焊接模拟的不足,明确主管道打底焊接质量控制措施,为后续主管道工作的开展提供一定的指导与借鉴。     

压水堆核电站主回路管道窄间隙自动焊工艺研究

压水堆核电站主回路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,对焊接质量要求非常高。我国目前核电站主回路管道焊接采用宽坡口焊条电弧焊工艺,焊接一道焊口需要两名高级焊工焊接一个月,焊接周期长、效率低、劳动强度高。为了缩短焊接时间,提高焊接质量和效率,核工业工程研究设计有限公司通过引进先进的焊接设备,开展了一系列焊接工艺试验,确定了窄间隙坡口型式和与之配套的焊接工艺参数,并按照RCC-M标准进行了焊接工艺评定,评定结果全部符合标准要求。因此,压水堆核电站主回路管道采用窄间隙自动焊工艺是可行的,且具有显著优势。     

揭秘核电材料——核电站一回路主管道材料及其制备工艺

核电站一回路主管道是核电站的一级部件,它的重要性不言而喻,其材料通常为含一定铁素体相的奥氏体不锈钢,国外也称双相不锈钢,此类材料综合性能优异。文章从材料的类型、组织、成分、性能等方面介绍了目前运行最多、最成熟的二代核电站一回路主管道材料,并在此基础上简要介绍了一回路主管道的制备工艺,意在让读者尽可能全面地了解核电站一回路主管道材料及其制造过程,从而丰富金属材料在核电领域应用的知识。     

现场清洁区的建立与焊接质量及焊接工艺的关系

核电工程中,焊接质量工程是核电站的生命工程,要做到“万无一失",就要控制好核电工程中成千上万个焊口的质量,而影响焊口质量的因素很多,除了焊接人员、设备外,最为关键的因素就是清洁度。1 施工中出现的问题及原因分析1.1 秦山核电二期工程,由于在1KX厂房乏燃料池不锈钢覆面,覆面板为δ=4 mm的镜面不锈钢板（带垫板δ=4 mm焊接）,材质：304L。由于施工中,没有良好地建立清洁区,在土建与安装一同施工时,导致施工现场的环境条件十分恶劣,给安装工程的焊接质量带来很大的影响,致使不锈钢覆面采用TIG焊接工艺施焊,经100％RT检验…     

核电站主管道全位置自动焊工艺研究与应用

为实现高效生产,提高公司核心竞争力,核电站主管道安装采用了全位置自动焊技术,此技术的成功应用,无论是单道焊口还是整体工期都比原有手工焊用时短,效率提高1倍。通过开展全位置自动焊工艺的研究,对焊接材料的选型、坡口设计等都进行了验证试验,结果表明,焊接接头性能能够满足核电标准要求,全位置自动焊工艺的可行性得到了充分论证。     

VVER-1000主管道焊接工艺性分析

VVER-1000主管道(核电站主冷却剂回路管道连接反应堆压力容器、蒸发器、主泵,构成一回路压力边界)材料是大壁厚双金属复合管道,其焊接工艺十分复杂,焊接收缩也很难控制.本文从焊接材料的选择,焊接工艺参数的制定等方面出发,科学的分析、制定有效合理的焊接工艺,以保证其焊接质量.     

压水堆一回路主管道热老化现象研究现状

压水堆核电站一回路主管道材料最初为低合金管，经过不断发展，到如今二代核电站使用的双相不锈钢以及第三代核电站使用的316LN奥氏体不锈钢。这两个钢种都具有优异的力学性能、耐腐蚀性能以及抗辐照性能。但是长期在280～320℃下服役，双相不锈钢中的铁素体相会发生调幅分解，生成富Cr的α′相、富Fe的α相以及富Ni和Si的析出相G相；316LN在长期服役后在晶界附近位错塞积与杂质原子偏聚，并导致材料的晶间腐蚀敏感性增加。本文综述了目前两种材料的热老化性能研究现状，为二代核电站的延寿以及第三代核电站一回路主管道热老化研究方向提供参考。