接管座焊缝的典型质量缺陷分析、处理和改进

在核电厂建安工作中,在部分关键工艺系统中存在工艺管道接管座焊接施工工艺,由于接管座形式特殊、施工过程中的有效的质量评价手段欠缺最终导致相关接管座焊缝近70%存在层间未熔合或气孔、夹渣等焊接典型质量缺陷风险。本文对此类接管座焊缝典型质量缺陷产生的原因进行分析,并提出相应的改进措施来避免典型质量缺陷的产生,为后续同类电厂接管座设计改进和预制质量控制提供一定的参考经验。     

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。     

反应堆冷却剂系统辅助管道缺陷焊缝疲劳分析与评价

根据某核电厂反应堆冷却剂系统辅助管道核1级焊缝的在役检查结果和施工设计阶段应力分析结果,确定了疲劳分析与评价的典型缺陷焊缝.依据WRC502的实验结果和RCC-M规范,提出了用于疲劳分析的含热(微)裂纹效应的疲劳曲线.在此基础上,对机组运行5 a的瞬变统计次数与设计瞬态次数进行了对比研究,采用优化疲劳分析方法对典型缺陷焊缝进行了疲劳分析与评价.评价结果表明:辅助管道核1级焊缝在核电厂运行10 a内不会发生疲劳失效.     

温度及氢化物对Zr-Sn-Nb合金焊缝疲劳裂纹扩展行为的影响研究

采用小尺寸三点弯曲试样完成了渗氢和未渗氢Zr-Sn-Nb合金母材和焊缝在室温和360 ℃下的疲劳裂纹扩展速率试验,研究了温度和氢化物对焊接薄板的疲劳裂纹扩展行为的影响。结果表明,腐蚀吸氢后,在母材和焊缝区均析出了呈水平向分布的片状氢化物。相比母材区,焊缝区析出的氢化物更为致密。在相同温度下,未渗氢母材的抗疲劳裂纹扩展性能均优于未渗氢焊缝。腐蚀吸氢后,母材在相同温度下的抗疲劳裂纹扩展性能也优于焊缝。在室温下,腐蚀吸氢后的母材和焊缝的抗疲劳裂纹扩展性能相比吸氢前明显下降。360 ℃下,渗氢母材和焊缝中的氢化物部分溶解,使得其抗疲劳裂纹扩展性能得到一定程度提升。     

异种钢焊缝缺陷分析及安全性评定

本工作按照ASME BPVC第Ⅺ卷附录C和附录H对异种金属焊缝进行了分析和评定.同时,对附录C进行了工程应用开发,并选取典型管道建立外表面缺陷评定图,用该评定图对异种金属焊缝进行了评定.该评估方法可直接用于评定在役检查中发现的缺陷,而不需额外的断裂力学知识,为使用者提供了方便简捷的工程实用方法.     

反应堆压力容器接管堆焊层缺陷分析及处理

从焊接工艺角度出发,介绍了某反应堆压力容器接管简体组件的出口接管堆焊层的质量问题及其缺陷处理.在分析不锈钢堆焊层脱层原因基础上,论述了相应的处理和返修工艺.     

Failure Analysis of Nozzle Zone before Valve of Negative Pressure Chamber from Main Pipe Coolant System in Nuclear Power Plant

正Nozzle zone before valve of negative pressure chamber from main pipe coolant system in the secondary circuit of reactor is made of F316 stainless as usual.The butt weld between nozzle and socket in main pipe is the weakest part.If the rupture occurs,it will directly lead to the leakage     

EPR核电厂CRDM耐压壳焊缝缺陷信号分析

核电厂控制棒驱动机构（CRDM）长期处于高温、高压和高辐射环境中,其耐压壳异种金属焊缝容易出现裂纹等缺陷,是大修期间在役检查的关注重点。针对该焊缝役前超声检查中发现的疑似缺陷显示,通过补充目视、射线、超声相控阵和破坏性试验,验证了此类显示信号为不完全再结晶的奥氏体硬化晶粒造成的冶金显示,不影响耐压壳焊缝的质量,并总结了核电厂核岛设备超声疑似缺陷信号分析验证的方法。      

核电厂反应堆容器主螺栓-螺孔配合间隙分析与控制

反应堆压力容器主螺栓旋入过程中,主螺栓与主螺孔的配合间隙不但与主螺栓的旋入转速值和相对主螺孔的对中精度有密切的关系,而且关系到主螺栓卡涩后能否被有效取出及主螺孔表面是否被破坏。通过对螺纹副配合间隙与相关因素的定量分析,给出了主螺栓旋入时的转速选择和对中要求的具体数值。为了获得稳定的、理想的螺纹副配合间隙,不但应从螺纹副制造端加以控制,还须在装配阶段进行配对优化。     

核电厂安全阀排汽激振分析

对安全阀排汽激发的管系振动进行了研究,分析了安全阀激振的原因,利用有限元方法对管系进行了建模,模型中考虑了管道、支承、吊架等因素的影响。用安全阀排汽推力作为激励力,计算出了安全阀排汽激发的管系动力响应幅值。计算结果表明安全阀排汽能产生很大的管系的动应力,与现场观测结果一致。在管道设计时有必要考虑排汽激振影响,最后提出了消除排汽激振影响的措施。     

浅谈反应堆压力容器主螺栓孔扩孔修复的核安全审查

介绍了国内外处理严重损伤螺栓孔修复的技术概况,结合国内处理反应堆压力容器主螺栓孔不符合项的核安全审查,给出了核安全审查中应关注的方面以及力学评价存在的问题,以期望对后续的核安全审查有借鉴意义。     

反应堆压力容器超标缺陷评价中几个值得注意的问题

结合田湾核电站2号机组反应堆压力容器(RPV)、秦山核电二期扩建工程4号机组RPV超标缺陷处理不符合项的安全审查,着重从RPV超标缺陷断裂力学安全评价的评价标准、缺陷特征化、断裂韧性、残余应力取值和承压热冲击等几个方面进行讨论,讨论结果对后续的此类不符合项的处理和安全评价有借鉴意义。     

反应堆压力容器出口接管力学分析

在核电站的运行过程中,反应堆压力容器出口接管需承受自重、内压、热膨胀、地震和管道载荷.作为保证反应堆安全正常运行的重要部件,必须确保反应堆压力容器出口接管的完整性.本工作应用大型有限元程序ANSYS对压力容器出口接管进行应力强度和疲劳分析,得到出口接管的应力分布状况、最大应力及疲劳使用系数,并按照相关规范的应力限值对出口接管的计算结果进行评定.评定结果表明,出口接管满足规范的要求.     

反应堆压力容器内壁面异种金属焊接缺陷的修复及力学评价

某核电站反应堆压力容器(RPV)制造期间超声检测（UT）显示,顶盖法兰内壁面堆焊层熔合线附近出现大范围连续焊接缺陷,环向跨度大于8°,造成大范围低合金钢母材减薄。针对上述缺陷的产生开展了根本原因分析,结合技术现状给出补焊不锈钢的修复方案并展开详细的力学评价,从应力、疲劳和密封角度分析该缺陷对RPV性能的影响,论证了该修复方案的可行性。补焊不锈钢方案已得到工程应用,可为工程上类似问题的处理提供借鉴。