反应堆压力容器焊接技术

结合国内某三代核电产品反应堆压力容器的制造经验,介绍反应堆压力容器的主体锻件窄间隙自动焊、压力容器内表面不锈钢大面积堆焊、进出口接管与安全端异种材料焊缝、顶盖与管座的J坡口焊缝等主要焊缝的焊接方法。     

基于ASME规范的J型坡口焊缝超声检测技术

详细介绍某反应堆压力容器顶盖J型坡口焊缝超声检测设备的开发过程及效果。     

反应堆压力容器内壁环形锻件焊接残余应力三维有限元数值模拟

某新型反应堆压力容器内壁设计了环形锻件与筒体内壁焊接的环形焊接结构。该种结构形式的焊缝首次在反应堆压力容器中出现,无成熟经验可以借鉴。为了了解该种复杂结构形式及大厚度焊缝的焊接残余应力幅值及分布规律,基于ANSYS有限元分析软件,建立了反应堆压力容器内壁环形锻件多层多道焊接三维有限元模型。在此基础上,以带状移动温度热源作为焊接热源模型计算出多层多道焊接的瞬态温度场结果,采用热-力间接耦合法,得到了焊接应力场计算结果。模拟结果表明,焊缝区域环向应力从上表面到下表面分布趋势为拉应力-压应力-拉应力,呈现自平衡的分布形式。根部焊道区域的环向应力为拉应力。焊缝上轴向应力最大为300 MPa左右;焊缝上下表面径向应力较大,达到400～500 MPa左右;峰值等效应力出现在焊缝根部区域,幅值最大约700 MPa。     

AP1000顶盖全范围自动检查装置及检测技术应用

AP1000核电站反应堆压力容器顶盖采用一体化堆顶设计,将堆芯仪表管设置于顶盖上部,取消了压力容器底部贯穿件。基于ASME规范对反应堆压力容器顶盖的役前检查要求,介绍在消化引进吸收的基础上开发的、适用于覆盖AP1000顶盖全范围的一体化自动检查设备及无损检测技术的现场应用,并针对检查过程中装置和应用检测技术遇到的问题展开讨论,为顶盖全范围在役检查技术改进奠定基础。     

AP1000反应堆压力容器顶盖焊缝检测技术分析

压力容器顶盖焊缝质量关系着核反应堆回路系统的安全运行,为保证其可靠性,必须对该类焊缝进行无损检测.本文根据AP1000核反应堆压力容器顶盖特点及其检测要求,提出了一套系统的整体技术设计方案,详细分析了检测控制系统各模块结构,阐述了反应堆压力容器检测范围和检测应用技术,为相关无损检测行业提供借鉴和参考.     

高温气冷堆大接管装焊工艺仿真及其应用

针对高温气冷堆压力容器的马鞍形接管焊接,采用有限元法模拟坡口形式及焊接道数对残余应力、应变的影响,结果表明,马鞍形焊缝采用双U型坡口12道焊,焊后焊缝具有最小的残余应力及应变。采用优化后的焊接工艺进行模拟件焊接,结果表明利用有限元法优化后的工艺可有效保证筒体的圆柱度≤8 mm。     

CPR1000反应堆压力容器镍基管座贯穿件与上封头焊接质量的控制

正1.概述CPR1000反应堆压力容器上封头上共布置了65根镍基合金管座贯穿件,其中61个是控制棒驱动机构(以下简称CRDM)管座,4个是热电偶管座。由于这些镍基管座贯穿件与上封头的焊缝是反应堆压力容器的承压边界,是核电站的第二道安全屏障,所以焊缝的焊接质量至关重要。镍基管座贯穿件与上封头焊接难度很大,主要体现在以下几个方面:     

反应堆压力容器密封性能分析及结构优化设计

反应堆压力容器作为反应堆冷却剂系统的高压承压边界设备,其密封性能直接影响反应堆运行的安全性和可靠性.为了提高反应堆压力容器密封性能,系统分析了压力容器顶盖法兰锥段、顶盖去兰厚度和密封面倾角三方面结构形式变化对密封性能的影响,并获得了上述结构参数的优化设计方向,为提高压力容器密封性能和后续密封结构设计提供了指导.     

反应堆压力容器内环形件焊接过程数值分析

针对反应堆压力容器内环形件的焊接过程进行了有限元计算,分析了结构焊后残余应力分布。与三维模型计算结果比较,发现二维轴对称模型可以很好地反映残余应力分布情况,且大大提高计算效率。在此基础上讨论了焊道集中方法以及焊接顺序对结果的影响,结果表明计算时采用焊道集中方法可以兼顾计算效率和计算精度,非对称坡口形式进行3次焊接时的残余应力水平较低。这些结论为反应堆的设计制造提供了参考。     

焊后热处理对反应堆压力容器内环形件焊接残余应力的影响

基于有限元方法对反应堆压力容器内环形件的焊接残余应力分布情况及焊后热处理过程对残余应力消除的影响进行了探究。结果表明,热处理后残余应力降低到40 MPa左右,采用不同的蠕变准则,其计算结果一致;且中间热处理对于结构最终的应力状态影响不大。热处理后残余应力不能够完全消除,强度校核时考虑残余应力的作用能够得到更加保守的结果。     

反应堆压力容器用C形密封环的变形特性研究

核电站反应堆压力容器是主回路冷却剂压力边界的核心设备,其顶盖法兰与筒体法兰的密封是设计和制造的关键技术之一,对核电机组的长期安全运行具有重要的作用。采用有限单元法对反应堆压力容器顶盖法兰使用的C形密封环的变形特性进行了研究,并与试验获得的C形密封环的载荷—位移曲线进行了比较。研究结果表明,有限单元法建立的分析模型较好地模拟了C形密封环的变形特性,计算与试验结果吻合良好;可对C形密封环非线性的载荷—位移曲线进行分段线性化处理;C形密封环的尺寸参数影响其变形特性。     

304L奥氏体不锈钢的焊接残余应力热处理去除试验研究

对某低温压力容器用304L钢,焊后去应力退火后焊接组织与性能的影响进行了试验。结果表明,该低温压力容器焊接接头残余应力去除的最佳热处理温度取570℃较为适宜,在该热处理温度下,焊缝金属组织结构基本无变化,焊缝冲击韧度仍维持较高值,并且热处理后焊缝心部的应力得到较充分的释放,残余应力消除约40%。     

半椭圆裂纹参数对压力容器应力疲劳的影响

对外壁含有半椭圆裂纹压力容器在单调递增裂纹缺陷尺寸下进行有限元计算,得到了压力容器在不同裂纹缺陷尺寸大小下的裂纹前缘应力、应力强度因子、应力循环次数的演变规律。研究结果表明,裂纹长度和深度对裂纹前缘应力及其毗邻的筒体外壁区域的弹塑性影响较大;对相同立式安装的固定式压力容器,A类焊缝裂纹缺陷压力容器的安全风险较大。所得结论为压力容器对裂纹缺陷的研究提供了参考依据。     

薄壁筒焊缝残余应力研究

介绍了薄壁筒焊缝残余应力的实验研究。研究结果表明 ,薄壁筒环焊缝存在残余压应力 ,且垂直于焊缝纵向呈压应力分布 ,同时通过电测实验 ,对电测法测定压力容器残余应力的可靠性及测试精度进行了探讨和评价。     

反应堆压力容器国产O形环密封性能分析

反应堆压力容器是主回路冷却剂压力边界的一道重要屏障,在整个电厂寿命期间需保证其结构的完整性,防止发生放射性物质泄漏。较多压水堆核电厂反应堆压力容器采用双道O形密封环结构进行密封,以防止放射性冷却剂泄漏,而O形密封环的变形特性对密封结构的设计与分析至关重要。采用有限元法对压力容器国产化O形密封环进行了大变形弹塑性接触分析,研究O形密封环在不同压缩率下的变形、应力以及分析回弹量的影响因素。数值模拟结果与试验结果吻合很好,研究结果可为压力容器密封结构设计与分析提供依据。     

T形焊接接头温度场及力场的三维数值模拟

焊接技术的发展对于促进工业发展具有举足轻重的作用.由于焊接过程产生的局部高温及不均匀的温度场,使焊接原材料在冷却过程中收缩速度不一致,从而在焊缝周围区域产生残余应力以及形变,直接影响焊件的使用寿命,而焊接过程产生的焊接温度是影响焊件金属材料组织和机械性能的主要原因,因此,温度场的模拟研究对优化焊件结构的分析是至关重要的.利用三维有限元分析软件SYSWELD对T形接头进行焊接模拟仿真,并对焊缝冷却过程中温度场以及残余应力进行详细的分析.     

用塑性流动法则确定焊接残余应力的电测法

本文提出了一种确定焊接构件焊缝残余应力的简易方法.压力容器(特别是未退火的新容器)在水压试验中,焊缝区的残余应力、膜应力以及局部应力迭加起来,一般都超过材料屈服强度。本文在文的基础上,利用 Levy—Mises 理论建立了确定容器焊接残余应力的一般方法;给出了确定压力容器残余应力的步骤。列出了确定残余应力的实例。     

防城港2号反应堆压力容器出厂水压试验及应变测量

介绍了防城港2号反应堆压力容器的出厂水压试验及应变测量,给出了水压试验中各测点应变的测试结果。结果表明:反应堆压力容器的壳体和接管焊缝未出现渗漏等异常现象,引线密封结构安全可靠,应变测量数据完整有效,为反应堆压力容器的结构强度分析提供了可靠的试验依据。     

钛合金大厚度试件电子束焊接残余应力有限元分析

基于热弹塑性有限元理论,建立了钛合金大厚度试件电子束移动热源的焊接残余应力三维数值分析模型,分析研究了厚度为75 mm的TC4电子束焊接试件残余应力分布规律。计算结果表明,大厚度电子束焊接试件在焊缝及其附近宽度约40 mm的范围内存在极其复杂残余应力,试件表面的焊缝及其附近20 mm左右的区域存在着对结构强度有利的横向残余压应力,但试件内部残余应力水平要高于表面的残余应力,尤其是在距起始和收尾端10mm及约1/4厚度处的区域,存在着三向的残余拉应力,且数值较高,对钛合金平板电子束焊接接头力学性能将具有重要影响,应引起足够的重视。钛合金平板电子束焊接残余应力的计算结果与实测结果基本一致。     

基于ANSYS仿真的焊缝截面形状研究

为寻求减小焊接过程中产生的残余应力和残余变形的方法,提出采用弧形焊缝截面形状的观点,以大型通用ANSYS有限元仿真软件为平台,与传统V形焊缝截面进行仿真对比,指出采用弧形焊缝截面能够有效地降低残余应力和残余变形,使残余应力分布更为合理,并且能够提高焊接产品的综合力学性能.