核电厂控制棒导向筒半方管真空电子束焊接的试验研究

百万千瓦级核电站控制棒导向筒中半方管采用真空电子束进行焊接.本文制定了合理的试验方案,对真空电子束焊接的热循环曲线与焊缝及附近区域残余应力的分布进行了试验测量,并分析了其热循环与残余应力的特征,为更好的控制焊接质量与制造精度提供依据.     

核电厂核级金属石墨密封垫片国产化替代核安全审查要点

本文介绍了国产化核级金属石墨密封垫片的密封原理和技术概况,通过对稳压器及蒸汽发生器相关密封垫片国产化替代的核安全审查,提出应从标准及规范符合性、设备鉴定、失效分析及跟踪检查措施等方面进行全面的核安全审查,以期对后续的国产化设备替代核安全审查提供借鉴.     

AP1000反应堆压力容器管座管穿件焊接技术

AP1000反应堆压力容器的管座管穿件焊接是低合金钢、不锈钢和镍基合金的异种钢焊接。该焊缝的焊接具有空间位置复杂、焊接应力大、镍基合金导热性及流动性差的特征,焊缝中常岀现热裂纹、根部缺陷、夹渣、气孔等缺陷。本文探讨了隔离层堆焊、冷装、角焊缝填充焊的制造工艺。结果表明,优化工艺参数、选择恰当的焊材、合理的焊道布置和焊接操作方法、清洁焊接工作区域等,是获得质量良好的管座贯穿件焊缝的重要因素。该焊接技术已成功应用于AP1000项目反应堆压力容器的设备制造,结果表明该焊接工艺合理,产品质量满足要求。     

核电厂核岛设备螺栓磷化工艺研究

为了改进核电厂核岛设备用螺栓的磷化质量,通过试验研究,分析了磷化时间、磷化温度、磷化液酸比对核电设备用螺栓磷化层的影响规律。研究发现:磷化层的厚度和耐蚀性随磷化时间、磷化温度和磷化液酸比的增加而增加;随着磷化温度和酸比的增加,磷化层耐蚀性呈现先提升后降低的特征;推荐的磷化工艺参数为磷化时间15~20 min,磷化温度80~90℃,酸比6~10。     

核电蒸汽发生器用国产化传热管焊接性能试验研究

选用国产化的传热管,模拟核电蒸汽发生器管子与管板的封口焊过程,通过外观检查(目视、尺寸、表面粗糙度)、液体渗透探伤、密封性检验、金相检验等手段验证换热管的焊接性能.试验表明,合理配比传热管合金元素的成分能够为后续封口焊质量提供保障;在传热管焊接时,控制好保护气体、起弧位置、热输入量、钨极、定位胀及清洁度等工艺因素,能够保证国产化传热管与管板的封口焊质量.