【摘要】：鋼制安全殼是第三代先進壓水堆AP/CAP堆型核電站所特有的設備,是一個包含上下橢圓封頭的圓柱形立式鋼制壓力容器,殼體材料為SA-738 Gr.B鋼板。按美國機械工程師學會ASME(American Society of Mechanical Engineers)的鍋爐及壓力容器規(guī)范第III卷,NE分卷進行設計、制造和安裝。AP1000型號鋼制安全殼已在浙江三門和山東海陽核電建造完成。按照規(guī)范要求,只有筒體第一圈與貫穿件插入板間局部鋼板較厚處,需要進行焊后熱處理,其他焊縫不需要進行焊后熱處理。而我國自主化設計的CAP1400型號鋼制安全殼結構較AP1000的安全殼直徑更大,壁厚也增加,導致整個筒體部分都要求做焊后熱處理。因工程建造特點,CAP1400鋼制安全殼不能進行整體熱處理;同時,現(xiàn)場用電功率不足,也不能按照ASME規(guī)范進行局部的整圈焊后熱處理。本文根據(jù)焊后熱處理的特點,焊后熱處理不能產(chǎn)生有損產(chǎn)品質量的應力梯度的原則,以及安全殼材料特性和工程結構特點,通過有限元數(shù)值分析方法對安全殼的各典型結構進行分析,提出焊后熱處理的局部處理建議方案,確保焊后熱處理時結構的穩(wěn)定和安全,保證工程質量。通過拉伸試驗,確定國內不同鋼廠SA-738 Gr.B鋼板的力學性能,得到數(shù)值分析中使用的材料實際性能數(shù)據(jù);通過不同結構型式的溫度梯度分布試驗,確定石棉保溫板的熱傳導系數(shù);取鋼制安全殼典型結構型式,建立簡化的有限元模型;,采用熱彈塑性有限元法模擬鋼制安全殼環(huán)向焊縫局部整圈熱處理、局部分段熱處理、貫穿件密集區(qū)環(huán)向焊縫分段局部熱處理、設備閘門熱處理、人員閘門熱處理以及插入板熱處理過程。同時,針對設備閘門對沿焊縫進行整圈熱處理時,變形值過大,已超過設計方對筒體變形不超過一個壁厚的要求,將焊后熱處理轉為分段熱處理,針對處于不同的結構位置的設備閘門H01和H02,分別進行了數(shù)值分析,分析了分段后的變形值和應力值。分析了筒體環(huán)焊縫熱處理的分段情況、加熱要求及溫度梯度分布,提出了設備閘門局部焊后熱處理的推薦方案。在CAP1400安全殼施工現(xiàn)場進行焊后熱處理中進行了變形監(jiān)測,其結果與本文分析的數(shù)據(jù)基本一致。
【圖文】：

- 2 -圖 1-1 鋼制安全殼（CV）整體布置圖為提高生產(chǎn)效率，提高熱處理過程的安全性，保證熱處理的效果，不論是技術發(fā)展還是對核電現(xiàn)場的施工指導，開展 CAP1400 鋼制安全殼焊后熱處理研究都是非常有意義的。CAP1400 鋼制安全殼是一個大型的核級壓力容器，按照美國 ASME 規(guī)范，NE分卷進行設計，制造和安裝。底封頭橢圓形封頭，其外側焊有剪力釘，大部分埋入混凝土中。圓柱形筒體，其內徑為 43m，頂封頭上設有圍堰系統(tǒng)，可將水膜均勻地布置在安全殼的外表面，鋼制安全殼總高度為 73.6m。殼體材料為美國 ASME 規(guī)范材料 SA-738 Gr.B 鋼板，，每個封頭由 82 張鋼板壓制成型的瓣片組成，厚度為43mm，筒體板由 12 圈鋼板，每圈 12 張，共計 144 張卷制成型的鋼板組成，厚度

哈爾濱工業(yè)大學工程碩士學位論文側的保溫寬度大約各為 600mm，并根據(jù)實驗和分析結果進行調整。但在使用計算機數(shù)值分析時，無法獲得鋼板對保溫板，以及保溫板對空氣之間的熱傳導系數(shù)。故分別根據(jù)鋼制安全殼典型的焊縫類型進行溫度分析試驗，參見圖 2-2，取得到一個較為合理的熱傳導系數(shù)，以支持數(shù)值分析。
【學位授予單位】：哈爾濱工業(yè)大學
【學位級別】：碩士
【學位授予年份】：2018
【分類號】：TM623

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