大型核电主管道制造技术的发展

美国西屋公司AP1000技术是我国引进的第三代核电技术,由于其设计寿命提高到60年,其主管道制造采用整体锻造技术.接管嘴要求与主管一体锻造而成,而且整根管道(包括弯管部分)不允许有环焊缝,属于典型的形状复杂的异形件锻造,制造难度大.本文阐述了主管道材料和成形制造技术的发展情况,根据AP1000核电主管道整体锻造的要求,...     

AP1000核电机组主管道焊接技术研究

文章通过对AP1000与M310核电机组主管道进行对比分析,总结了AP1000主管道焊接方面的特点和难点,同时文章还详细介绍了AP1000主管道焊接过程中采用的新技术、焊接工序以及焊接检验标准,为后续AP1000核电机组主管道焊接施工提供技术参考和经验借鉴。     

AP1000核电站主管道国产化研制进展

阐述了AP1000核电站用主管道的技术要求和特点,介绍AP1000主管道模拟件国产化研制的主要技术思路及进展,通过联合技术攻关我国企业已经掌握了AP1000整体锻造主管道技术,并成功制造了满足西屋电气工程公司技术规范的AP1000主管道,实现了国产化。     

第三代AP1000核电主管道的研制

根据AP1000主管道热段的结构特点、技术难点和316LN超低碳奥氏体不锈钢的材料特性,中国二重在超大型不锈钢钢锭冶炼和浇注、大型不锈钢毛坯锻造、大直径小弯曲半径管道弯曲成型、不锈钢大直径旁通管嘴相贯线机加工和大直径不锈钢管道热处理等领域开展了重点攻关,在国际上率先研制成功AP1000主管道热段试制件,其技术指标达到国...     

会员之窗

<正>中国二重举行AP1000核电主管道发运仪式(2012-03-16)2012年3月16日,中国二重举行了AP1000核电主管道发运仪式。中国二重承制的山东核电有限公司AP1000核电主管道的所有制造工序已完成,完全满足AP1000设计规格     

AP1000锻造主管道制造技术进展

阐述了AP1000主管道的技术要求和特点,介绍了AP1000主管道的制造技术思路及进展。     

大型厚壁弯管弯曲半径的特点及测量方法

介绍了第三代核电锻造主管道弯曲成形采用的冷模压弯管工艺、热模压弯管工艺和中频弯管工艺,对三种工艺方法的优缺点和对应的弯曲半径特点进行了分析,对目前核电主管道弯曲半径采用的测量方法进行了介绍和评价,为第三代核电锻造主管道的设计、检测和使用提供参考。     

三代核电站EPR与AP1000主管道安装及焊接差异分析

EPR与AP1000主管道焊接均采用窄间隙自动焊的方法进行焊接,文章对EPR与AP1000核电站主管道安装技术要求、施工逻辑顺序及焊接过程进行了详细的对比分析,阐明了二者的异同,为三代核电站主管道的安装及焊接提供了重要的参考。     

我国三家制造厂商已具备AP1000主管道制造能力

2010年5月24日,在国家核电技术公司（简称“国家核电”）组织召开的质量鉴定评审会上,评审组一致认为：吉林中意核管道制造有限公司研制的AP1000主管道热段模拟件满足技术规格书的要求,有能力承担AP1000核电站成套主管道设备的制造。此举,标志着我国已有三家制造厂商具备AP1000核电机组主管道制造能力。     

非平面弯管成形过程的回弹补偿研究

回弹是管材弯曲卸载后必然发生的现象,严重影响弯管生产的精度和效率.通过等曲率弯曲试验研究,建立了弯管回弹前后半径之间的数学关系式,对离散成若干段圆弧的弯管回弹分别给与补偿,通过针对离散圆弧的拼接方法即可将整个弯管补偿后的形状确定,并由弯管补偿后的形状确定加工弯管的模具型面,为准确加工空间弯管提供一种新方法.根据此方法制造的模具所加工出的弯管与检验模具型面进行对比,验证出此方法可有效的并较准确地加工出非平面弯管.     

AP1000锻造主管道尺寸检验方法研究

综合运用各种检验方法和检验设备对AP1000锻造主管道及波动管进行尺寸检验。通过激光跟踪仪采集数据点的控制和计算机作图的比对得出理论结构尺寸,采用划样的方法对结构尺寸进行科学的复核,保证产品最终尺寸的有效验收。通过激光测量的数据建立3D模型。并对各个模型进行虚拟装配,计算得出主管道坡口加工的数据。     

会员之窗

正中国二重成功签订国核CAP1400主管道供货合同(2013-11-13)近日,二重集团公司与国家核电国核工程有限公司成功签订了国核示范工程——山东荣成石岛湾CAP1400压水堆1#机组主管道供货合同。CAP1400核电机组作为国家"十二五"期间的16个国家科技重大专项之一的子项,具有技术先进、安全可靠、装机容量大、清洁高效的特点。是国家核电在全面引进、消化第三代核电技术AP1000的基础上,通过再创新开发形成的具有自主知识产权的、功率更大的压水堆核电技术品牌,社会意义十分重大。与AP1000主管道相比,CAP1400主管道的尺寸更大,重量更重,制造难度更     

低温钛合金管数控弯曲的回弹机理与补偿(英文)

采用数值模拟方法研究外径为85mm、壁厚为2.5mm(D85mm×t2.5mm)的大直径薄壁CT20钛合金管的回弹机理。结果表明,弯曲段内外脊线与中性层之间区域的中部卸载最严重,而中性层附近区域卸载最不明显,导致弯管内外侧部分区域回弹后出现反向加载,而弯管中性层附近区域出现明显的拉压应力集中区。研究了回弹角和回弹半径随弯曲半径以及弯曲角的变化规律,进而提出了一种同时考虑弯曲角和弯曲半径的回弹补偿方法,并通过实例验证了该方法是有效的。     

6061-T4薄壁铝合金管数控弯曲回弹规律(英文)

以规格为50.8mm×0.889mm(管材外径×管材壁厚)的高性能薄壁6061-T4铝合金管为对象,采用单因素实验分析和基于全过程三维有限元模拟的正交方法,获得多个弯曲成形参数对6061-T4薄壁铝合金管数控弯管回弹的影响。结果表明:1)弯管回弹角随弯曲角度的增大而总体呈线性增大;2)影响弯管回弹的显著性因素从高到低排列为:芯棒管材间隙,弯曲半径,压模管材摩擦,防皱块管材间隙,压模管材间隙,助推速度,芯模管材摩擦和芯球个数;3)显著性成形参数对回弹的影响规律与不锈钢和钛合金相似:回弹角随弯曲速度、芯棒管材间隙、相对弯曲半径、防皱模管材间隙、压力模摩擦系数、压力模相对助推速度的增大而增大,随芯棒伸出量、芯球个数和芯棒摩擦系数的增大而减小。     

海阳AP1000核电站主管道加T技术

AP1000反应堆冷却剂系统主管道作为唯一没有引进国外技术的AP1000核Ⅰ级设备,由国产化整体锻造和弯制而成.由于制造难度大且无经验可借鉴,海阳项目主管道制造成型差,尤其是冷段壁厚与内径偏差较多,坡口加工的难度更大.研究主管道安装中的坡口加工,通过激光跟踪测量及3D建模技术的应用,采用偏心加工、斜面加工等方法,管控加工过程的质量风险,加工结果超出设计变更预期,为后续项目的主管道坡口加工提供了参考.     

海阳AP1000核电站主管道加工技术

AP1000反应堆冷却剂系统主管道作为唯一没有引进国外技术的AP1000核Ⅰ级设备,由国产化整体锻造和弯制而成。由于制造难度大且无经验可借鉴,海阳项目主管道制造成型差,尤其是冷段壁厚与内径偏差较多,坡口加工的难度更大。研究主管道安装中的坡口加工,通过激光跟踪测量及3D建模技术的应用,采用偏心加工、斜面加工等方法,管控加工过程的质量风险,加工结果超出设计变更预期,为后续项目的主管道坡口加工提供了参考。     

管材无芯弯曲中回弹规律的研究

作为管材弯曲变形研究的一部分,在大量试验的基础上开展了管材弯曲回弹的实验研究,利用沿弯曲线切向和管壁厚方向的变形关系,推导出基于弯管外侧材料变形卸载后弯曲回弹角的近似计算公式.并对影响管材弯曲回弹的变形条件和材料力学性能进行了简要分析.     

6σ管理在AP1000型核电站主管道焊缝无损检测中的应用

AP1000主管道在充分利用焊接作业周期短、焊接操作劳动强度低等优势的基础上,考虑焊接质量控制的可行性,着重于提高熔敷金属无损检测性能。从焊接过程能力分析的角度,将单个圆形缺陷尺寸从10 mm的上限值优化为目标值4 mm;从奥氏体不锈钢钨极自动氩弧焊工艺特点分析,将单个长条性缺陷尺寸从19 mm的上限值优化为目标值4 mm,以保证主管道焊接无损检测的一次合格率达到100%。     

AP1000主管道坡口加工质量控制

以AP1000反应堆冷却剂系统主管道作为唯一没有引进外方技术的AP1000核岛关键设备,由国产化整体锻造加弯制而成。由于制造难度大且无经验可借鉴,依托项目主管道产品弯制完成后出现了不同程度的不符合项,给设备交货、安装和项目进展造成了很大困难。在两个依托项目中,海阳项目主管道制造成型情况更差,尤其是冷段壁厚与内径偏差更多,使坡口加工的难度更大。以海阳核电站为例,着重对主管道安装中坡口加工阶段的质量控制进行研究,包括质量控制目标、方法、质量风险分析等,为后续项目主管道坡口加工的质量管理提供一定的借鉴和参考。     

核电主管道制造工艺发展

核电主管道是核岛中关键部件之一。美国西屋公司推出的第3代核电技术AP1000要求核电主管道的使用寿命达到60年,且要求管身不能出现焊缝,因此对传统的核电主管道制造方法提出了挑战。目前国内制造AP1000核电主管道的方法是采用实心铸坯,用自由锻方法成形带有互成角度的接管嘴凸台实心轴坯,再通过机加工成形主管道的内孔。该机加工方法存在材料利用率低、生产工期长以及质量不稳定等特点。本文针对核电主管道成形工艺的发展进行分析,提出了一种基于镦挤工艺的第3代核电主管道成形方法。数值模拟分析结果表明,与目前采用的主管道成形方法相比,该方法具有节省材料、生产效率高及管道质量好等优点。