A508-3钢及其焊接材料与工艺研究

介绍了压水堆核电站反应堆压力容器用A508-3钢及其配套焊接材料与工艺的研究情况。首先介绍了研究内容,包括6项母材物理参数测定、10项验收考核性能要求、21项测试及11项研究项目;其次概述了600MWe压水堆核电站反应堆压力容器堆芯简体及蒸汽发生器管板等壁厚模拟产品的制造;第三以八个表格形式给出了母材锻件、焊缝、热影响 区及堆焊层金属的验收要求以及对两个模拟产品的实测性能数据,同时给出了母材、焊缝及热影响区金属的快中子辐照试验结果;最后给出了评价.A508-3锻件的生产、两个模拟产品的制造及实测性能数据表明,我国掌握了压水堆核电厂核岛主设备母材与焊材的生产、焊接、堆焊工艺及无损检测等关键制造技术,核岛主要设备可以实现国产化。     

AP1000核岛主设备用SA508-3钢锻件的监造

ASME SA508-3钢具有优越的可焊性、较好的抗中子辐照脆化性能和非常好的断裂韧性以及冲击韧性,因此被广泛应用于压水堆核电站核岛压力容器的制造中。AP1000三代核电机组的一些主设备,如反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器的全部大锻件及一些重要部件均采用了这一钢种。通过对SA508-3钢锻件制造过程中的技术要点的分析,指出了该钢种的锻件在制造过程中的质量关注重点,提出了对该钢种锻件实施监造过程中的监督方法和监督重点。     

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.     

关于颁布《压水堆核电厂反应堆压力容器金属保温层技术条件》等356项行业标准的通知

中国核工业集团公司、中国兵器工业集团公司、中国兵器装备集团公司： 　　经审核,批准《压水堆核电厂反应堆压力容器金属保温层技术条件》等 15项标准为核行业标准＊;批准《装甲车辆炮塔不平衡力矩测试方法》等 341项标准为兵器行业标准。 　　现将上述行业标准予以颁布。 中华人民共和国 国防科学技术工业委员会 二○○一年二月二十八日 关于颁布《压水堆核电厂反应堆压力容器金属保温层技术条件》等356项行业标准的通知     

《压水堆核电厂安全降压和排气系统设计准则》等3项标准通过审查

<正>能源行业核电标准化技术委员会秘书处于2014年12月22日~24日在北京组织召开了核电标准审查会,本次会议审查了由中国核动力研究设计院主编的《压水堆核电厂安全降压和排气系统设计准则》、《压水堆核电厂反应堆压力容器及反应堆冷却剂系统管道和设备保温层设计制造规范》和中广核工程有限公司主编的《核级金属波纹管膨胀节设计制造规范》。来自环境保护部核与辐射安全中心、上海核工程研究设计院、中国核电工     

Determination of Na and Fe in High-level Liquid Waste by Gloved Atom Absorption Spectrometry

国产核电厂（300MW）反应堆压力容器用A508-3钢制造，它是一种铁素体低合金钢。母材和焊缝金属的参考无延性转变温度（RTNDT）低于-20℃。由于反应堆的中子辐照效应，钢的韧性下降，无延性转变温度上升，即钢材从韧性向脆性转变，从而增加了容器突发性脆性断裂的可能性。     

反应堆压力容器内部大尺寸环形异种金属焊缝残余应力分布研究

获得反应堆压力容器内部大尺寸环形异种金属焊缝残余应力分布可为反应堆压力容器结构设计和制造工艺优化提供指导,通过设计和制造能够代表产品焊接结构形式的镍基合金和低合金钢异种金属焊接结构模拟件,采用轮廓法测试焊接结构模拟件内部纵向残余应力,采用有限元法模拟计算焊接结构模拟件横向和纵向残余应力,获得了整个异种金属焊接接头残余应力分布特征。结果表明:焊缝区域内部纵向残余应力为拉伸应力,峰值应力达到500 MPa左右,并且表层应力大于内部应力,峰值应力出现在距下表面3 mm和24 mm位置;横向残余应力在焊缝区域从上表面到下表面的分布为拉应力-压应力-拉应力,压缩横向残余应力峰值达到?300 MPa,出现在距下表面约18 mm位置。本文研究可为焊接结构设计提供理论指导。      

压水型反应堆控制系统

一、前言 压水堆核电站系统可分为反应堆蒸汽发生器系统和透平发电机系统,即核岛和常规岛。本文主要解说核岛控制系统及有关反应堆控制的物理问题。其中,功率调节系统是核心系统,它决定了电厂的整个状态;透平旁通控制系统是功率调节系统的辅     

压水堆一回路主设备材质分析

压水堆核电站主设备主要包括反应堆压力容器、主管道、蒸汽发生器、稳压器以及主泵泵壳等。压力容器构成了一回路的压力边界,均是质保1级、安全1级、抗震1类的,在高温高压和中子辐照作用下,为了确保主设备能够长期稳定运行,对主设备的材质及其焊接性能要求非常高。根据ASME B&P规范,文章对主设备材质及其焊接性能进行分析和讨论,为我国核电厂主设备的材质选择提供参考作用。     

标准导读

正NB/T20142-2012《压水堆核电厂一回路系统及设备化学去污》。本标准规定了压水堆核电厂一回路系统及设备化学去污的去污剂、去污方法、去污实施、效果评估等方面的技术要求。本标准适用于压水堆核电厂一回路系统及设备表面在线或离线化学去污,其他系统或设备表面的放射性污染去除,亦可参照执行。定价:30.00元NB/T 20001—2013《压水堆核电厂核岛机械设备制造规范》。本标准给出了GB/T16702规定范围内的压水堆核电厂核岛机械设备制造过程中的标识、切割和不作焊补的修     

《压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范》送审稿7个部分通过审查

能源行业核电标准化技术委员会秘书处于2012年11月19日至23日在北京召开了标准审查会。会议对《压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范》7个部分(第1部分:通用要求;第2部分:焊接填充材料的验收;第3部分:焊接工艺评定;第4部分:焊接填充材料的评定;第5部分:制造车间的技术评     

用于辐照监督数据处理的TransTemp程序开发

开发了用于压水堆核电站反应堆压力容器辐照监督数据处理的TransTemp程序软件,程序使用Matlab语言编写.该程序采用双曲正切模型描述压力容器韧脆温度转变曲线,根据辐照监督数据,计算得出韧脆温度转变曲线,并给出韧脆转变温度(T41J)及误差估计.     

我国核电厂反应堆压力容器堆芯区用锻件标准的差异分析和融合建议

文章调研了国外关于核1级设备所用的16MND5(RCC-M)和SA-508Gr.3 Cl.1(ASME)两种材料标准的对比研究工作情况,梳理分析了我国现有的关于压水堆核电厂反应堆压力容器堆芯区用Mn-Ni-Mo锻件的两份标准NB/T 20006.1和NB/T 20006.36之间存在的具体技术差异,为标准融合提出了可行方案。     

压水堆核电站堆本体主要部件的用户安全要求

堆本体主要部件(包括反应堆压力容器、堆内构件、控制棒驱动机构)的功能是压水堆核电站安全服役的关键。本文论述了这三个堆本体主要部件的功能要求、设计要求和其它特殊要求，可做为压水堆核电站设计工作的参考。     

基于模拟件-产品件方法研究反应堆压力容器顶盖与多个CRDM管座焊接残余应力

提出模拟件-产品件有限元数值计算方法研究反应堆压力容器(RPV)顶盖与多个控制棒驱动机构(CRDM)管座焊接的残余应力分布。进行模型件制造和试验测试,获得温度循环、残余应力等数据,针对模拟件残余应力进行数值计算,以试验数据标定模拟件模型和算法并进行优化,最后将优化算法和模型应用于产品件的数值计算。将该方法用于包含2个非中心孔位置J型焊缝的RPV顶盖产品件焊接残余应力算。结果表明:模拟件-产品件的研究方法可应用于核电大型焊接结构的残余应力高效数值分析,CRDM管座焊缝之间的应力叠加效果不明显。     

标准导读

正NB/T 20006.9-2013《压水堆核电厂用合金钢第9部分:蒸汽发生器水室封头用锰-镍-钼钢锻件》。本部分规定了压水堆核电厂蒸汽发生器水室封头用锰-镍-钼钢锻件的制造、试验、检验和验收的要求。本部分适用于压水堆核电厂蒸汽发生器水室封头用18MnNiMo合金钢锻件。定价:36.00元NB/T 20006.15—2013《压水堆核电厂用合金钢第15部分:承压边界用锰-镍-钼钢厚钢板》。本部分规定了压水堆核电厂承压边界用锰-镍-钼合金钢厚钢板的制造、试验、     

CAP1400钢制安全壳现场组装焊接质量控制

从加强核电现场焊接质量管控的角度出发,通过对CAP1400压水堆核电钢制安全壳现场组装焊接过程中质量控制的论述,提出了一套较为全面的现场焊接质量控制流程。从母材及焊材的选择为出发点展开分析,结合现场焊接实际状况,对焊接质量控制容易忽视的薄弱环节,提出了具有针对性的处理方案,提高了钢制安全壳拼装过程中的焊缝质量,同时对现场产生的不符合项处理流程的优化提出了改进意见。     

秦山核电厂反应堆压力容器第三根辐照监督管试样拉伸试验

反应堆压力壳钢系体心结构材料,本身不但具有冷脆特征,而且辐照会增加其冷脆趋势,即强度升高,塑韧性下降,韧脆转变温度上升,因而增加了容器突发性脆性破坏的可能性。反应堆压力容器材料的辐照监督试验,目的就在于监测水冷反应堆束带区（即压力容器最大通量辐照区）的筒体及焊缝材料受中子辐照和热环境所造成的这种材质性能的变化,从而为制定反应堆运行限制曲线、确保压力容器在设计寿期内的安全提供必要约依据。拉伸试验则是其中的一个重要组成部分。 根据《秦山核电站反应堆压力容器材料辐照监督大纲》要求,定期从堆内抽出监督试样进行拉伸试验,测量筒体母材及焊缝材料强度和延伸率因辐照引起的变化。第三根辐照监督管母材及     

压水堆核岛系统16N源项计算分析

反应堆内的快中子与一回路冷却剂水中的16O发生俘获反应会产生放射性核素16N。16N是压水堆核电厂核岛系统设计中需要重点考虑的辐射源项。文章在分析了大亚湾和台山核电站16N源项计算不足的基础上,提出一套精确计算堆芯多群中子通量和细致模拟冷却剂在堆内外流动过程的计算方法,保障了相关核岛系统设计和设备间屏蔽设计的正确性。     

秦山核电厂稳压器管嘴DMW焊缝堆焊修复残余应力分析

核电厂一回路系统设备的接管嘴与管道的焊缝结构广泛应用合金81/182,该类焊缝为异种金属焊(DMW),DMW焊缝对一次侧水应力腐蚀(PWSCC)较为敏感,运行过程中易发生裂纹泄漏等问题。堆焊修复方法在国外核电处理该类问题得到广泛应用。本文基于秦山一期核电厂稳压器喷雾管接管嘴尺寸,建立轴对称有限元模型,采用生死单元模拟焊接过程的瞬态热输入,研究了结构在堆焊修复过程中温度场的变化分布特性,将计算得到的结构热分布历程作为热载荷,进而获得了堆焊修复过程中结构残余应力的变化特性,结果表明堆焊修复完成后,DMW焊缝区域内壁的残余应力能够起到控制PWSCC的作用。