隨著國民經(jīng)濟(jì)的快速增長,導(dǎo)致了對電力需求的快速增長。目前市場上以火力發(fā)電為主�；鹆Πl(fā)電是以煤炭作為能源,是不可再生能源具有不可逆性。而核能發(fā)電作為新型的清潔能源,具有效率高、污染少的特點,已引起各國的興趣。目前核電市場中,設(shè)計單位參與度較高、設(shè)計堆型多樣、設(shè)計要求之前存在區(qū)別,因此研究核島主設(shè)備的制造工藝是順應(yīng)市場發(fā)展趨勢,提高核電裝備制造業(yè)技術(shù)發(fā)展水平,提高市場競爭能力的必要措施。在壓水堆核島系統(tǒng)中主設(shè)備通過管道將不同的設(shè)備連接形成回路系統(tǒng),存在許多核島主設(shè)備接管與安全端的焊接接頭。核電站運行經(jīng)驗和歷史表明,接管安全端異種金屬焊接接頭是整個一次側(cè)回路系統(tǒng)中的薄弱環(huán)節(jié),這種關(guān)鍵接頭的失效將會導(dǎo)致一回路放射性水介質(zhì)的外泄,可能引起核反應(yīng)堆壓力容器失水及堆芯過熱熔化的重大事故,對核電站安全運行和環(huán)境造成極大的影響。本論文首次集中研究二代改進(jìn)型CPR1000和新一代(三代)AP1000、EPR壓水堆核島主設(shè)備安全端結(jié)構(gòu)特點。系統(tǒng)開展RCC-M和ASME核電標(biāo)準(zhǔn)體系低合金鋼、不銹鋼和鎳基合金材料的焊接性能及物理性能研究。針對不同類型安全端接頭開展焊接工藝應(yīng)用研究。對核島主設(shè)備用低合金鋼SA508Gr3Cl2、16MND5、18MND5開展焊接性分析,分別采用碳當(dāng)量法和冷裂紋敏感系數(shù)的方法分析其冷裂紋敏感性;采用熱裂紋敏感系數(shù)法分析其熱裂紋敏感性;采用層狀撕裂敏感指數(shù)法分析其層狀撕裂敏感性。通過研究表明核島主設(shè)備常用SA508Gr3 Cl2、16MND5、18MND5低合金鋼中SA508Gr3 Cl2冷裂紋傾向及熱裂紋傾向均最大而16MND5和18MND5冷裂紋傾向及熱裂紋傾向相當(dāng);當(dāng)合金中C、S、P、Si含量越大熱裂紋敏感性越大,Mn含量越大熱裂紋敏感性越小;SA508Gr3Cl2、16MND5、18MND5均存在一定程度的層狀撕裂敏感性。對核島主設(shè)備用不銹鋼Z2CN18.12N2、SA182F316LN開展焊接性分析,分析其化學(xué)成分可以確定上述兩種材料均是屬于18-12型的奧氏體不銹鋼。通常這類材料合金化程度較低,若含有少量的δFe(約5%左右)則可大大提高焊縫的抗熱裂紋能力。通過將其化學(xué)成分折算成鎳當(dāng)量和鉻當(dāng)量的方法利用舍弗勒圖(Schaeffler)和德龍(Delong)圖分析其組織組成,通過研究表明Z2CN18.12N2、SA182F316LN均屬于含有少量鐵素體組織的奧氏體鋼,均具有良好的抗熱裂紋敏感性的能力。不銹鋼發(fā)生晶間腐蝕的主要原因在于晶界的鉻與碳元素結(jié)合形成碳化物沉淀析出,而導(dǎo)致沿晶周圍的鉻迅速降低到12.5%以下使其抗腐蝕能力下降。不銹鋼產(chǎn)生晶間腐蝕的傾向與鋼中含碳量有關(guān),當(dāng)碳的含量低于奧氏體鋼在室溫下的溶解度0.02%-0.03%時,就有可能避免產(chǎn)生晶間腐蝕。通過分析不銹鋼材料的化學(xué)成分,可以發(fā)現(xiàn)核島主設(shè)備采用的不銹鋼材料均為超低碳的不銹鋼材料,這就進(jìn)一步降低了核電材料發(fā)生晶間腐蝕的可能性。核電用690鎳基材料屬于鎳-鉻-鐵基耐蝕合金,此類合金凝固呈奧氏體,導(dǎo)致合金元素和雜質(zhì)元素強(qiáng)烈偏析。這樣的偏析會影響凝固開裂敏感性,并可促使在PWHT過程中脆化。這些合金也對HAZ和焊縫金屬液化裂紋敏感,又是由于在HAZ中的晶界偏析及在再熱的焊縫金屬中殘余凝固偏析所致。核島主設(shè)備材料材料物理性方面存在差異,通過數(shù)據(jù)分析表面鎳基合金和不銹鋼比低合金鋼線膨脹系數(shù)大、熱導(dǎo)率小、熔點高、密度大。鎳基合金和不銹鋼與低合金鋼相比較,強(qiáng)度偏低但是韌性提高。不論從化學(xué)成分還是物理性能還是力學(xué)性能方面,低合金鋼和鎳基合金、不銹鋼之間都存在著較大的差異。根據(jù)三種安全端結(jié)構(gòu)特點,分析和研究焊條電弧焊、埋弧自動焊和自動鎢極氬弧焊對核島主設(shè)備安全端焊接的適應(yīng)性,對焊接工藝相關(guān)因素的分析方法、工藝特點、工藝流程等方面開展系統(tǒng)的分析研究。并開發(fā)了安全端隔離層自動鎢極氬弧焊堆焊參數(shù)、安全端埋弧自動焊對接參數(shù)和自動鎢極氬弧焊對接參數(shù)。通過安全端異種金屬焊接模擬件試驗,按照核電設(shè)計和制造標(biāo)準(zhǔn)開展化學(xué)成分分析、拉伸、彎曲、沖擊等力學(xué)性能試驗,晶間腐蝕試驗及宏微觀金相分析等一系列試驗和研究。結(jié)果表明,三種焊接工藝得到的安全端接頭化學(xué)成分及組織正常,力學(xué)性能滿足核電運行設(shè)計要求。
【學(xué)位單位】：華南理工大學(xué)
【學(xué)位級別】：碩士
【學(xué)位年份】：2017
【中圖分類】：TM623.4
【部分圖文】：

華南理工大學(xué)工程碩士學(xué)位論文究核電設(shè)備的制造工藝是順應(yīng)市場發(fā)展趨勢，提高核電裝備制造業(yè)技術(shù)場競爭能力的必要措施。電發(fā)展概述能發(fā)電，這里指核裂變能發(fā)電，經(jīng)歷了兩個階段，即早期的原型核電廠大量建設(shè)并延續(xù)至今的商用核電廠階段。從 21 世紀(jì)開始，進(jìn)入了第三核電廠階段[1]。在這三個階段中，每種堆型的基本概念沒有本質(zhì)性的變?yōu)椤按�，即一代、二代、三代。國際上廣為關(guān)注的新一代核電廠，即第處于研究開發(fā)和概念設(shè)計的階段，尚未達(dá)到工程批量建設(shè)的水平。圖 1-能發(fā)電廠的發(fā)展進(jìn)程[1]。

能力及載熱能力都好，所以用水做慢化劑和冷卻芯的功率密度大。因此體積相同時，輕水堆功他堆的體積小。這是輕水堆的主要優(yōu)點，也是輕原因。系統(tǒng)由 2 部分構(gòu)成：反應(yīng)堆壓力容器、主泵、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器和：汽水分離再熱器、循環(huán)冷卻水系統(tǒng)、電氣系統(tǒng)用的是二氧化鈾陶瓷塊，這樣的鈾芯塊本身就起一道安全屏障。把這些小的鈾塊重疊在鋯合金鋯合金管也能防止放射性物質(zhì)逸出，故構(gòu)成第排列形成燃料元件。如果堆內(nèi)燃料元件足夠，即可殼內(nèi)，殼內(nèi)具有一定的壓強(qiáng)�？砂阉訜岬� 330器內(nèi)換熱管，換熱管中的水接收熱量變成蒸汽進(jìn)

CPR1000 的核島部分每個機(jī)組由 3 個反應(yīng)堆冷卻劑環(huán)路組成，每個環(huán)路有一臺蒸汽發(fā)生器，一臺穩(wěn)壓器。即一個機(jī)組由一臺反應(yīng)堆壓力容器，三臺蒸汽發(fā)生器，三臺穩(wěn)壓器組成。如圖 1-3 所示。圖 1-3 CPR1000 堆型示意圖[1]由圖 1-3 中可以看出，反應(yīng)堆壓力容器，蒸汽發(fā)生器，穩(wěn)壓器之間都是通過管道進(jìn)行連接。反應(yīng)堆壓力容器與環(huán)路連接口位于容器接管筒體上分布的 6 個進(jìn)出水接管。反應(yīng)堆壓力容器接管筒體材質(zhì)為：16MND5，按照 RCC-M M2114；安全端材質(zhì)為：Z2CND18-12，按照 RCC-M M3301。蒸汽發(fā)生器同樣位于核島安全殼內(nèi)，分別同 3 套汽輪機(jī)系統(tǒng)相連接，蒸汽發(fā)生器屬于安全核一級設(shè)備。蒸汽發(fā)生器是壓水堆核電廠一回路，二回路的樞紐，它將反應(yīng)堆產(chǎn)生的熱量通過熱交換傳遞給蒸汽發(fā)生器二次側(cè)，產(chǎn)生蒸汽對汽輪機(jī)做功。蒸汽發(fā)生器又
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本文編號：2855312