核电厂用低合金钢表面耐蚀层堆焊方法组合对热影响区组织的影响

制备了常用焊接方法3种组合下的低合金钢表面不锈钢堆焊层试板:单层带极埋弧堆焊、双层带极埋弧堆焊以及单层带极埋弧堆焊+焊条电弧焊堆焊,并分析了3种组合下低合金钢热影响区的金相组织。结果表明:单层带极埋弧堆焊和单层带极埋弧堆焊+焊条电弧焊堆焊2种组合下低合金钢热影响区存在明显粗晶区,双层带极埋弧堆焊后低合金钢热影响区粗晶区明显被细化。     

控制棒驱动机构现场安装OMEGA焊缝坡口缺陷返修试验研究

针对控制棒驱动机构现场安装OMEGA焊缝坡口缺陷进行了返修试验。试验结果表明,矫形后的坡口区域微观金相组织与其他区域的母材金相组织相比较未出现异常,未观察到矫形后的金属有冷作硬化的痕迹。模拟焊接后的焊接接头,外观成形良好,焊缝宽度适中,满足设计要求。焊缝组织为正常的奥氏体加少量铁素体,与未返修区域的焊缝组织一致。全部检测结果证明,返修方案正确可靠,便于实施。该试验结果为同类CRDM管座坡口损伤问题的处理提供了成功的经验。     

信息动态

制备了常用焊接方法3种组合下的低合金钢表面不锈钢堆焊层试板:单层带极埋弧堆焊、双层带极埋弧堆焊以及单层带极埋弧堆焊+焊条电弧焊堆焊,并分析了3种组合下低合金钢热影响区的金相组织.结果表明:单层带极埋弧堆焊和单层带极埋弧堆焊+焊条电弧焊堆焊2种组合下低合金钢热影响区存在明显粗晶区,双层带极埋弧堆焊后低合金钢热影响区粗晶区明显被细化.     

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。     

不锈钢焊条全位置焊接工艺性能的改进研究及应用

正随着核电工业的发展,核电用不锈钢焊条的使用越来越广泛,对焊条全位置焊接性能的要求越来越高,特别是要求焊条既有优良的立向上焊工艺性能,又有良好的平焊工艺性能。该文对不锈钢焊条全位置焊接工艺性能的影响因素及其改进方法进行了深入研究,利用研究成果成功研制了核电站主设备用E308L不锈钢焊条。其全位置焊接工艺性能优良,实现了该类焊条的国产化开发,可替代进口产品。一、核电站主设备用E308L不锈钢焊条研制     

铝合金CT试样焊接残余应力重分布分析

对7005铝合金焊接试样建立有限元模型,模拟分析从试板提取紧凑拉伸试样(CT试样)后试样内部的残余应力重分布情况.结果表明,CT试样缺口开在焊缝中心线时,横向残余应力在试样中心线两端为压缩状态,中部为拉伸状态,纵向残余应力为压缩状态;缺口开在焊趾时,横向残余应力在两端为压缩状态,中部为拉伸状态,纵向残余应力为拉伸状态;...     

控制棒驱动机构上部Ω焊缝堆焊修复结构完整性分析

针对核电厂控制棒驱动机构（CRDM）上部Ω焊缝堆焊修复（WOR）技术,采用数值模拟方法进行了修复结构完整性评估。根据堆焊修复参数制定二维轴对称高斯热源等效输入,并采用ANSYS程序的单元生死技术模拟焊接过程,得到了结构的焊接残余应力。考虑电厂运行的全部瞬态,计算了结构的瞬态应力,并开展了疲劳分析。结合焊接残余应力分析和瞬态应力分析的结果,开展了断裂力学分析。结果表明,WOR结构的疲劳结果、应力强度因子及裂纹扩展等方面均能满足相应的规范要求。      

压水堆核岛主设备焊接材料需求及国产化展望

核岛主设备在高温、高压、含腐蚀性介质和中子辐照环境下工作,因此设备制造所需的焊接材料必须具备满足上述要求的各种性能.介绍了压水堆核电站核岛主设备的基本结构和焊接材料需求,并通过分析国内核电建设的形势和焊材行业的技术状况,阐述了核电焊材国产化的意义和可行性.