蒸汽发生器传热管应力腐蚀案例分析

通过对某核电厂奥氏体不锈钢蒸汽发生器传热管应力腐蚀案例的分析,介绍了应力腐蚀事件发现的过程、开展的主要检验试验和结果以及相关的分析工作。最后,对进一步处理和运行期间需要考虑的问题进行了讨论。     

蒸汽发生器管板与管孔密封焊缝的渗透检测

介绍了蒸汽发生器管板与管孔密封焊缝的渗透检测工艺及操作,对常见的密封焊缝渗透检测的缺陷进行了分析,可为国内核岛主设备管板与管孔密封焊缝的渗透检测及质量控制提供经验,供同行参考.     

制氢装置转化气蒸汽发生器管板失效分析与预防

对中国石油大港石化公司制氢装置转化炉出口转化气蒸汽发生器换热管与管板间焊口开裂进行分析、研究,并对此结构的换热器制造和检验提出了建议.     

核电站蒸汽发生器管板锻件热处理质量控制研究

以某百万千瓦级核电站蒸汽发生器管板锻件的生产为例,针对管板锻件的特点,研究热处理工序中影响产品质量的主要因素,系统地分析如何控制其热处理过程的关键环节,从而获得满足产品使用要求的优质产品.     

核电蒸汽发生器管板镍基合金自动堆焊技术

蒸汽发生器管板镍基合金堆焊是蒸汽发生器制造的基本工序,也是关键工序,堆焊质量直接影响设备制造进度和后续工艺质量.CPR1000项目是中广核集团自主知识产权的二代加核电站,EPR项目是欧洲第三代核电站,两个项目蒸汽发生器管板大面积堆焊采用了不同的工艺方法,CPR1000项目管板采用带极电渣堆焊,而EPR项目管板采用热丝TIG堆焊.通过对两种不同的管板堆焊工艺进行阐述,分析和总结了焊接过程中容易出现的问题,为蒸汽发生器管板堆焊工艺的改进和设备监造提供参考.     

第三代核电蒸汽发生器管板锻件制造工艺

为优化"华龙一号"蒸汽发生器管板锻件制造工艺,并为其他第三代核电容器类锻件的制造工艺提供参考,从冶炼、锻造、热处理、无损检验以及理化检验等主要制造和检验工艺环节,对我国第三代核电机组"华龙一号"蒸汽发生器管板锻件的制造工艺进行了探讨,对各个主要工艺环节的制造和控制要点进行了描述,通过对上述主要工艺环节的控制和优化,最终获得的理化、无损及规格尺寸等各方面的性能指标均满足相关标准和技术条件要求,且获得了性能指标有一定裕量的"华龙一号"蒸汽发生器管板锻件,同时也为其他第三代核电容器类锻件的制造工艺摸索出了一条可行道路。     

核电站蒸汽发生器管子-管板焊缝γ射线检查技术

介绍一种采用小焦点γ射线源背投影方法对蒸汽发生器管子-管板焊缝进行射线检查的工艺方法。     

清洁度控制对核电蒸汽发生器管子-管板焊缝质量的影响

摘 要:介绍了核电蒸汽发生器制造过程中影响管子-管板焊缝质量的清洁度控制环节.通过对各个工序环节的分析,指出了管子-管板焊缝制造过程中清洁度控制的要点,为制造厂和蒸汽发生器设计方改进和完善清洁度控制规范及管理提供了有益的建议,为蒸汽发生器国产化制造过程中管子-管板焊缝质量的持续稳定提升有较好的指导和借鉴.     

核电蒸汽发生器管子-管板焊缝典型质量问题概述

介绍了百万千瓦级核电蒸汽发生器国产化制造过程中管子-管板焊缝出现的典型质量问题.通过对蒸汽发生器管子-管板焊缝缺陷的特点和基本原因分析,探讨了管子-管板焊缝制造这一关键工序缺乏明确、详细制造规范,及供应商自身质量管理和工艺控制的问题.为进一步研究和改进蒸汽发生器管子-管板制造工艺,提高焊缝质量以及制造规范的标准化提出了建议.     

小型堆直流蒸汽发生器传热管工艺研究及质量控制

针对小型堆直流蒸汽发生器,分析了其传热管的工艺过程.冷轧时,优化了冷轧工模具孔型的开口设计、孔型曲线设计及与之匹配的顶头变形段及定径段设计;TT处理时,控制温度在715 ℃、保温时间为5h以上,以提高抗晶间腐蚀的能力;弯制时,采用反变形法和特殊的模具设计,确定模具的开槽高度为9.91 mm、反变形量为0.09 mm,以...     

管道化加热器矿浆管选材的讨论

管道化加热器矿浆管，由于工作在高温、高压、高碱的恶劣环境，材质的破坏成长为期制约管道化生产的瓶颈。本文通过对几种材料的对比分析，结合生产中使用情况，并参考大量文献及实验数据，提出使用16Mn钢管作为矿浆管材料可能更适宜。     

堆焊层缺陷对百万千瓦级蒸汽发生器管板封口焊质量的影响分析及处理

介绍了百万千瓦级蒸汽发生器管板堆焊层缺陷形成的原因,针对某制造厂发生的管板堆焊层的质量问题,采用分析和试验的方法确定该缺陷对后续管子管板封口焊缝质量的影响,并提出了该质量问题的处理方案,为处理和提高管板镍基堆焊层的质量问题提供参考。     

The SCC testing of nuclear steam generator tubing materials

The integrity of heat-exchanger tubes in a nuclear reaction system is crucial for the safe operation of a power plant. In order to study the corrosion behavior of certain alloys, constant extension rate (CERT) tests were performed on alloy 690 and alloy 800 nuclear steam generator tubing specimens. In this article, the CERT test results (such as maximum stress achieved and crack morphology) are correlated to tubing microstructure, chemistry, and manufacturing processes.     

Properties of seams with electron-beam welding of tubing to tube sheets

Conclusions As the result of two heat treatments the structural heterogeneity, microhardness gradient in the seam and the base metal, and the residual internal stresses in weldments decreased considerably. The best properties were obtained after heat treatment 1: heating at a rate of 20 deg/h at 1050–1080°, holding 30 min, and furnace cooling to room temperature at a rate of 65 deg/h.Donets Physicotechnical Institute, Academy of Sciences of the Ukrainian SSR. Translated from Metallovedenie i Termicheskaya Obrabotka Metallov, No. 3, pp. 60–63, March, 1978.     

大厚度LF6铝筒段补焊工艺

大厚度LF6铝筒段在自动焊接后容易出现气孔和夹渣等缺陷.针对这些焊接缺陷提出采用手工钨极氩弧焊进行补焊修复的工艺措施.根据排挖缺陷的具体情况,分为未挖穿和挖穿两种方式进行修复.实践证明这种工艺可以有效保证补焊质量,对企业的生产具有重要的实际应用价值.     

Cyclic oxidation and mechanical behaviour of slurry aluminide coatings for steam turbine components

The excellent steam oxidation resistance of iron aluminide coatings on ferritic steels at 650 °C has been demonstrated both by laboratory tests and field exposure. These coatings are formed by the application of an Al slurry followed by diffusion heat treatment at 700 °C for 10 h. The resulting microstructure is mostly composed of Fe₂Al₅ on top of a much thinner FeAl layer. This coating exhibits perpendicular cracks due to thermal expansion mismatch between coating and substrate. However, these stress relieving cracks do not seem to have an effect on the mechanical properties of the substrate. Cyclic oxidation, creep resistance and TMF testing of these coatings at 650 °C indicate excellent performance.