燃料组件上、下管座组装焊接工艺

秦山300MW核电厂燃料组件的上、下管座是由不同厚度的板角块、角钢等拼焊而成的。焊缝集中,有长有短,形成交叉接头。在焊接过程中易产生焊接缺陷,如夹渣、气孔等,且整个管座焊接后变形难以控制;因此,焊后精加工尺寸无法达到设计要求。该厂采用组装-焊接工艺,自行设计、加工了三套管座焊接用转动夹具,完成了焊接工艺评定试验;确定了焊接工艺参数,制定了一套管座组装、焊接工艺质保措施等。1987年8月7～9日的部工艺审定会上通过了工艺审定,目前已用于管座生产。     

燃料组件上管座单元件国产化焊接工艺研究

阐述了国产化燃料组件上管座单元件的材料焊接性能及焊接工艺,进行相应的母材熔敷性、均匀性、熔透性以及管座实体焊接试验,摸索出符合技术条件要求的焊接工艺:上管座单元件的焊接接头为无坡口对接形式;采用手工组装点焊+自动焊+微缺陷手工补焊的方法;采用变速焊接,在板簧槽段和收弧段提高焊接速度。采用该工艺开展焊接鉴定,结果均符合技术条件要求。     

反应堆控制棒驱动机构管座焊接坡口及密封焊焊缝三维设计

通过分析反应堆控制棒驱动机构管座焊接坡口及密封焊焊缝的平面和空间形状,定义了4条空间的相贯线,提出了管座焊接坡口及密封焊焊缝的三维设计思路与要点;利用UG软件实现了管座焊接坡口及密封焊焊缝的参数化设计,分析了影响管座密封焊焊缝截面积的主要因素.测量结果表明,使用样条法建立的管座焊接截面积误差均控制在0.8%以内.     

CRDM管座多道焊焊接残余应力计算方法研究

使用有限元方法,预先分析控制棒驱动机构(CRDM)管座区域过盈配合产生的预应力场,再通过依次模拟多道焊加热和冷却的过程,开展CRDM管座坡口的焊接残余应力数值模拟研究,分析冷装工艺和多道焊焊接残余应力对CRDM管座的共同作用,分析焊道之间的冷却时间的影响,为工程设计和修复提供支持。     

熔化极气体保护自动焊工艺在核电站钢制安全壳中的应用

简要介绍了熔化极气体保护自动焊（GMAW）的工艺应用现状、国家核安全法规对工艺应用要求;从钢制安全壳设计单位支持、焊接坡口形式及尺寸确定、焊接工艺参数匹配、坡口组对和背面清根等方面分析了GMAW自动焊工艺应用的难点;并从焊接方法、设备、材料选择和焊接工艺匹配性试验以及焊接工艺评定等方面介绍了工艺应用前的准备工作;最后介绍了GMAW自动焊工艺应用的要求和实施结果。应用结果表明:GMAW自动焊工艺在核电站钢制安全壳焊接是可行的。      

秦山二期工程反应堆压力容器管座焊接设计和工艺研究

秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有3种类型的管座.重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接没计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响.介绍了焊接工艺中控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施.还根据1#和2#机组压力容器制造经验的反馈,吸取国际上容器设计的先进技术,提出了反应堆压力容器管座焊接变形的控制措施.     

反应堆压力容器CRDM管座设计改进

对控制棒驱动机构(CRDM)管座压力试验后管座内径、垂直度等关键配合尺寸变大问题,基于目前采用的CRDM管座设计结构和制造工艺,从CRDM管座焊缝结构设计、不锈钢材料特性、管座设计强度、压力试验实施等方面对CRDM管座内径尺寸变化和垂直度变化原因进行分析,确定了尺寸变化的原因,并提出效控制关键参数的措施。     

核反应堆堆内构件焊接工艺评定

核反应堆堆内构件、零部件及焊缝、焊点较多,存在焊接接头型式、母材及其厚度、焊接工艺方法、焊接位置和方向等的不同,导致焊接工艺评定的复杂性。文章介绍了焊接工艺评定的一般变素、堆内构件焊缝分布及堆内构件的焊接工艺评定。并针对RCC-M规范、ASME规范及国内相关标准对焊接工艺评定要求的差异,结合堆内构件焊接工艺评定过程中尺寸稳定化处理、焊接接头的横向拉伸试样、手工焊与自动焊的定义、破坏性试验的复验要求等方面的争议,提出了个人的理解和认识。     

“华龙一号”示范工程控制棒驱动机构Ω密封环焊接工艺评定

在对“华龙一号”示范工程控制棒驱动机构Ω密封环的焊接工艺进行评定时,出现了焊缝背面未熔合和未焊透、焊缝正面波纹状焊纹、填充环变形、焊机故障频发等问题。通过对问题原因进行分析、采取修正焊接参数、焊机设计改进等措施,完善了焊接工艺,保证了后续现场Ω密封环产品焊缝的焊接质量,为后续“华龙一号”机组Ω密封环焊缝的焊接提供了一些参考和借鉴。     

管子与管板内孔焊试验

本文扼要介绍研制的小口径管子与管板内孔焊焊枪和1Cr18Ni9Ti ψ13×1.25毫米管子与管板对接内孔焊焊接工艺的一些特点,以及较佳的内孔焊规范参数和接头型式;并简要介绍00Cr25Ni25Si2V2Nb、00Cr18Ni5Mo2Si2Nb ψ3×1.25毫米管子与1Cr18Ni9Ti 管板接头内孔焊焊接工艺及消除裂缝的措施,以及较佳的内孔焊焊接参数;比较了1Cr18Ni9Ti、00 Cr25Ni25Si2V2Nb 和00Cr18Ni5Mo2Si2Nb 三种管材的内孔焊质量,评价了三种管材焊接性能的优劣。     

管座的精密铸造工艺研究

叙述了燃料组件管座的精密铸造工艺特点。介绍了压型与芯盒设计、加工精度、快速取芯的型芯材料选择,腊模制造、浇冒系统的合理布置,防止冷隔、热裂采取的措施以及浇注试验和铸件检查结果。试验结果说明铸件的组织及精度满足设计要求。与焊接后精加工的工艺相比较,本精密铸造工艺流程简单、工艺成本低、铸件质量稳定,适合批量生产。     

管座的精密铸造工艺研究

叙述了燃料组件管座的精密铸造工艺特点。介绍了压型与芯盒设计、加工精度、快速取芯的型芯材料选择,腊模制造、浇冒系统的合理布置,防止冷隔、热裂采取的措施以及浇注试验和铸件检查结果。试验结果说明铸件的组织及精度满足设计要求。与焊接后精加工的工艺相比较,本精密铸造工艺流程简单、工艺成本低、铸件质量稳定,适合批量生产。     

CANDU-6型核燃料元件制造钎焊一次焊合率的控制

钎焊是CANDU-6型核燃料元件制造过程中的重要工艺环节,其一次焊合率的高低将影响后续坡口尺寸加工的稳定性、芯块装管的难易程度以及端塞密封焊接质量.因此,需对钎焊的一次焊合率进行很好地控制,尽量降低一次未焊合率.本工作对焊接工艺参数、铍涂层厚度及支承垫质量等因素对一次焊合率的影响进行分析,并通过实验确定了对焊接工艺参数、铍涂层厚度及支承垫质量的控制范围,达到了较好控制钎焊一次焊合率的目的.     

CRDM管座垂直度变化与可更换性分析

针对现有成熟并广泛采用的控制棒驱动机构(CRDM)管座与反应堆压力容器封头连接结构形式及制造工艺,分析反应堆压力容器水压试验后CRDM管座垂直度变大现象及管座受损后的可更换性问题,基于影响CRDM管座垂直度变化及制约管座更换的关键因素,对管座与封头连接结构进行设计改进,改进后的连接结构可有效解决垂直度控制难题并降低管座更换难度。     

电磁爆炸压接焊工艺研究

电磁爆炸压接焊,是一种新型的焊接方法。本文介绍了此种焊接新技术的工作原理、试验装置概况、压接工艺及检测方法等。与此同时,分析讨论了影响电磁爆炸压接焊的各种因素。对电磁爆炸压接焊的优越性和发展前景也作了一定的描述。     

海阳AP1000核电工程安全壳电气贯穿件焊缝缺陷分析

海阳AP1000核电工程安全壳电气贯穿件套筒与补强板焊缝,焊接完成后经UT检验,发现存在大量危险性Ⅰ类缺陷,主要为裂纹、未融合、条渣、气孔等类型.通过统计分析,焊接缺陷主要集中在内侧焊缝套筒母材侧融合区,偏向于仰焊位置.本文主要从焊接工艺、施工作业条件等方面对缺陷产生的原因进行分析,得出通过对焊材选用、焊前预热方式、坡口设计、焊接工艺、电气贯穿件安装次序等方面的改进,可以很好的改善电气贯穿件焊接质量,这对后期核电建设具有一定的借鉴意义.     

AP1000非能动余热排出热交换器制造工艺分析

介绍了美国先进非能动压水堆(AP1000)非能动余热排出热交换器的设计参数,并从材料、锻造、焊接、热处理等方面对热交换器的封头、管板、换热管、波形板和支撑框架组合体的制造工艺进行了详细描述,对热交换器组装过程中的支撑组合体组装、管板的焊接、C型管束的穿管焊接、封头焊接、热处理和水压试验等关键步骤进行了分析.     

AP1000主泵泵壳与蒸汽发生器装焊变形控制工艺研究

三代核电机组AP1000主冷却剂泵(RCP)泵壳与蒸汽发生器(SG)焊接接头为重要承压边界焊缝之一;焊后泵壳管嘴位置公差直接影响主泵内部构件和现场主管道装配。本文结合国内首台设备制造实例,针对此焊缝焊接变形大,易出现不符合项情况,提出一些防止焊接变形过大而导致泵壳位置超差的控制措施,如装配对中、坡口设计、焊接过程控制等。检测数据表明:按本文给出的工艺组焊的4个泵壳,其排出管嘴角度、主法兰面与SG基准A的俯仰角、轴向收缩控制均满足设计要求。     

核电厂燃料组件上下管座的研制

介绍了秦山核电厂300MW压水堆燃料组件上下管座的机械加工工艺、热处理工艺及选用的机床、刀具、夹具等。     

核电厂燃料组件上下管座的研制

介绍了秦山核电厂300MW压水堆燃料组件上下管座的机械加工工艺、热处理工艺及选用的机床、刀具、夹具等。