ACP1000核反应堆堆芯支承板锻件制造工艺研究

堆芯支承板锻件是堆内构件的核心部件,采用Z3CN18-10(控氮)奥氏体不锈钢制造,尺寸为?3735 mm×420 mm。冶炼时应严格控制有害元素含量,控制钢中氮铝比,以保证钢水的纯净度及细化晶粒。钢锭始锻温度控制在1100～1180℃,终锻温度850～900℃,终锻后空冷,总锻造比控制在3以上。锻后通过固溶热处理使锻件力学性能提升,并最终通过理化及无损检验证明堆芯支承板锻件各方面指标完全满足技术要求。     

整体低压涡轮转子轴锻件的制造

本文涉及核电站用整体低压涡轮转子锻件的制造成就和日本铸锻件公司应用于生产的先进技术。这种发货重量达110t的转子锻件是由410t钢锭制造的大型锻件,而获得的性能满足于质量要求。     

核电AP1000 MSR循环蒸汽入口接管的试制

循环蒸汽入口接管是汽水分离再热器(MSR)中的重要锻件,而MSR又是核电站常规岛中特有设备。因此,对其质量要求非常严格。本文主要对入口接管锻件在制造过程中的重点技术进行了分析研究,通过采取调整化学成分、控制热处理冷却速度等措施成功制造了接管锻件。     

行业·企业·信息

中国一重:具备三代核电站全部锻件批量生产能力2011年3月12日,中国一重(601106)研制的世界首个AP1000核电站-三门一号机组稳压器下封头开始发运,标志着中国一重已完全具备AP1000三代核电站核岛一回路所有锻件的生产能力,并实现了自主化和批量化。稳压器属于核电站核岛一回路的关键设备,稳压器下封头的制造难度较大,对材料的强度、韧性和纯净度的要求高。中国一重攻克多项技术难关,成功生产出AP1000稳压器下封头,产品性能完全达到技术要求。这是中国一重继成功研制AP1000蒸发器管板锻件、反应堆压力容器锻件之后,在核电设备国产化上取得的又一重     

反应堆压力容器大型锻件热加工质量控制研究

目前国际上普遍采用锻件制造反应堆压力容器,反应堆压力容器锻件的热加工的质量控制直接关系到反应堆压力容器部件的质量,反应堆压力容器部件制造质量是能否满足设计质量的关键.以某百万千瓦级核电站反应堆压力容器顶盖法兰锻件的生产为例,针对锻件的特点,控制生产中重要工序的质最影响因素,过程控制中应注意的问题和避免出现质量问题的关键.分析如何通过对热加工质量的过程控制,得到满足设计要求的合格产品.主要涉及到炼钢、锻造、热处理等工序过程控制的实施.     

核电站核岛筒体类锻件锻造工艺参数的分析与确定

以核岛反应堆压力容器堆芯筒体锻件为例,通过分析和探讨核岛筒体类锻件材料特点、标准规范、采购要求以及制造工艺特点,研究了筒类锻件的锻造主工艺参数,明确了变形目的,制定出合理的筒类件的锻造工艺.     

提高大型锻造钢锭质量的探讨(一)

<正> 近十几年来我国大型锻件的生产有了很大的发展,无论在质量上、等级上和数量上都有显著提高。目前火力发电设备60万 KW 机组用锻件可以成套制造,30万 KW 机组以下的大锻件可以成批生产。各种水轮机轴、轧机大型齿轮、冷热轧机支承辊和工作辊、大型滚珠轴承钢锻件以及大型模块等品种的增加也是显著的。这些大锻件质量的提高是制造工艺不断创新的结果。近几年来,采用了许多先进工艺,如真空多炉合浇大钢锭,碱性平炉真空碳脱氧制造电站转子,碱性平炉钢水 ASEA—SKF精炼,中心压实锻造法,熔锻结构电站转子的制造,大型喷雾淬火装置的应用,液压胀型和     

国外核反应堆压力容器用A508-3钢及其制造

本文综合介绍近十余年国外核电站的发展趋势、核电站对反应堆压力容器制造的基本要求,以及锻件用A508-3钢的发展和应用情况;讨论A508-3钢化学成分和性能的关系,包括各种微量元素的影响;大致说明核反应堆压力容器锻件制造即炼钢、铸锭、锻造、热处理的特点和工艺参数.     

浅析核电站堆内构件用马氏体不锈钢热加工工艺质量控制

堆内构件是核电站的关键设备,它的工作环境特殊,要求具有很强的耐蚀性,因此多由不锈钢制造而成,锻造难度较大.以百万千瓦级核电站堆内构件用压紧弹簧锻件制造为例,结合部件适用的RCC-M规范要求,分析如何控制锻造和热处理的关键工艺参数,使马氏体不锈钢锻件达到设计和核安全的要求.     

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T...