CN109187864B - 核电站用锻造主管道制造工艺评定方法 - Google Patents

核电站用锻造主管道制造工艺评定方法 Download PDF

Info

Publication number
CN109187864B
CN109187864B CN201811035872.6A CN201811035872A CN109187864B CN 109187864 B CN109187864 B CN 109187864B CN 201811035872 A CN201811035872 A CN 201811035872A CN 109187864 B CN109187864 B CN 109187864B
Authority
CN
China
Prior art keywords
main pipeline
comprehensive evaluation
section
pipe
section main
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN201811035872.6A
Other languages
English (en)
Other versions
CN109187864A (zh
Inventor
赵东海
张绍军
刘钊
梁书华
阚玉琦
吴洪
杨文彬
张文中
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
China General Nuclear Power Corp
CGN Power Co Ltd
Suzhou Nuclear Power Research Institute Co Ltd
Original Assignee
China General Nuclear Power Corp
CGN Power Co Ltd
Suzhou Nuclear Power Research Institute Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by China General Nuclear Power Corp, CGN Power Co Ltd, Suzhou Nuclear Power Research Institute Co Ltd filed Critical China General Nuclear Power Corp
Priority to CN201811035872.6A priority Critical patent/CN109187864B/zh
Publication of CN109187864A publication Critical patent/CN109187864A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN109187864B publication Critical patent/CN109187864B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G01—MEASURING; TESTING
    • G01N—INVESTIGATING OR ANALYSING MATERIALS BY DETERMINING THEIR CHEMICAL OR PHYSICAL PROPERTIES
    • G01N33/00—Investigating or analysing materials by specific methods not covered by groups G01N1/00 - G01N31/00
    • G—PHYSICS
    • G01—MEASURING; TESTING
    • G01N—INVESTIGATING OR ANALYSING MATERIALS BY DETERMINING THEIR CHEMICAL OR PHYSICAL PROPERTIES
    • G01N3/00—Investigating strength properties of solid materials by application of mechanical stress
    • G—PHYSICS
    • G01—MEASURING; TESTING
    • G01N—INVESTIGATING OR ANALYSING MATERIALS BY DETERMINING THEIR CHEMICAL OR PHYSICAL PROPERTIES
    • G01N33/00—Investigating or analysing materials by specific methods not covered by groups G01N1/00 - G01N31/00
    • G01N2033/0078—Investigating or analysing materials by specific methods not covered by groups G01N1/00 - G01N31/00 testing material properties on manufactured objects
    • G01N2033/0088—Investigating or analysing materials by specific methods not covered by groups G01N1/00 - G01N31/00 testing material properties on manufactured objects other articles

Abstract

本发明涉及核电大型锻件制造生产技术领域，具体涉及一种核电站用锻造主管道制造工艺评定方法，包括如下步骤：设计制作综合评定件，所述综合评定件包括相互连接的直管段和第一弯头，所述综合评定件的直管段上设有直管嘴和斜管嘴；截取一部分所述综合评定件的直管段并弯成第二弯头，在所述综合评定件的直管嘴和斜管嘴处、所述第二弯头等部位分别截取试料；将上述截取的所有试料截取试样并进行力学及理化性能检测，比较不同试样的力学及理化性能的波动范围，本发明的检验方法既能全面验证主管道的制造工艺水平又能有效节省成本。

Description

核电站用锻造主管道制造工艺评定方法
技术领域
本发明涉及核电大型锻件制造生产技术领域，具体涉及一种核电站用锻造主管道制造工艺评定方法。
背景技术
作为一种清洁高效的能源，许多国家都在积极发展核电。然而，全世界的核电关键部件的生产能力却十分有限，制造技术主要控制在少数几个制造厂中，这已经不能满足全世界核电发展的需要。结合我国发展核电和核电设备国产化的政策，为实现我国核电发展规划目标，必须实现核电大型铸锻件国产化。要真正实现核电大型铸锻件的国产化，在保证质量的条件下实现批量化生产，不仅需要制造厂在制造技术上进行创新，还需要成功完成设备制造的工艺评定工作。
主管道用于连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵，是反应堆堆芯冷却回路的主要组成部分，高温高压且具有放射性和腐蚀性的冷却剂介质通过主管道流经反应堆堆芯，对堆芯进行冷却。反应堆的冷却回路根据不同的反应堆堆型可以分为2回路、3回路、4回路等多种方案。每条回路按照流经介质所处的位置和作用可以分为冷段主管道（简称冷段）、热段主管道（简称热段）和过渡段主管道（简称过渡段）。主管道由不同长度、不同直径壁厚的直管、弯头组合而成，管道上还包含了很多大小形状不同的接管嘴。随着核电技术的提高，从三代核电机组开始，这些主管道均由铸造设计改为锻造设计，并且，弯头及主要的接管嘴和直管为整体锻造设计，这种设计大大提高了主管道运行寿命和运行可靠性，但是却极大地增加了主管道的制造难度。
主管道在正常生产过程中，仅仅是在母管端部和接管嘴端部取样，进行少量的理化检验，这对于主管道的工艺评定来说是远远不够的，不能评价出主管道的制造质量和制造工艺。
考虑到主管道的制造成本较高，正常生产中不可能对每一件主管道进行全面地检验，因此必须在工艺评定过程中充分考虑各种制造因素和使用条件，设计出既能全面检验出主管道的制造工艺又能最大程度地降低检验成本的方法。
发明内容
本发明提供一种核电站用锻造主管道制造工艺评定方法，既能全面验证主管道的制造工艺水平又能有效节省成本。
为达到上述目的，本发明采用的技术方案是：一种核电站用锻造主管道制造工艺评定方法，其中，主管道包括冷段主管道、热段主管道和过渡段主管道，包括如下步骤：
（1）设计制作综合评定件，所述综合评定件包括直管段及与之连接的第一弯头，所述综合评定件的直管段上设有直管嘴和斜管嘴，所述综合评定件为整体锻造成形，所述综合评定件的直管段和所述第一弯头为实心锻造或空心锻造，所述接管嘴为实心锻造，而后加工成空心，所述第一弯头采用热弯或冷弯；
（2）在所述综合评定件的直管嘴和斜管嘴的端部、根部及马鞍座位置分别截取试料；在所述综合评定件的第一弯头内弧和外弧的中心分别截取试料；在所述综合评定件端部试样环上相对180°位置分别截取试料；
（3）截取一部分所述综合评定件的所述直管段并弯成第二弯头，所述第二弯头的弯曲角度与所述过渡段主管道中最大的弯曲角度相等，在所述第二弯头内弧中心及外弧中心分别截取试料，在所述第二弯头内弧和外弧的起弯点位置分别截取试料，在所述第二弯头的两端部分别截取试料；
（4）将上述截取的所有试料自外壁至内壁截取试样后分别进行力学及理化性能检测，并比较不同试样力学及理化性能的波动范围。
进一步的，在所述综合评定件的直管嘴和斜管嘴的端部和根部分别截取试样环，在所述综合评定件的直管嘴和斜管嘴马鞍座位置四个象限分别截取试料。
进一步的，所述综合评定件的直管嘴/斜管嘴端部截取的试样环环面贴近并平行其外侧端面；所述综合评定件的直管嘴/斜管嘴根部截取的试样环环面贴近其所连接的直管段并与其轴心线相平行。
进一步的，所述综合评定件的长度不小于所述冷段主管道、所述热段主管道和所述过渡段主管道中任意一者的长度；所述综合评定件的直管段的外径为所述冷段主管道、所述热段主管道和所述过渡段主管道中直管段的最大外径；所述综合评定件的直管段的壁厚为所述冷段主管道和所述热段主管道中直管段的最大壁厚。
进一步的，所述综合评定件的直管嘴外径/长度为所述冷段主管道、所述热段主管道和所述过渡段主管道上所有直管嘴中最大的外径/长度；所述综合评定件的斜管嘴外径/长度为所述冷段主管道、所述热段主管道和所述过渡段主管道上所有斜管嘴中最大的外径/长度。
进一步的，所述综合评定件上的直管嘴和斜管嘴其轴心线异面。
进一步的，所述综合评定件上的直管嘴的壁厚为所述冷段主管道、所述热段主管道和所述过渡段主管道中直管嘴的最大壁厚；所述综合评定件上的斜管嘴的壁厚为所述冷段主管道、所述热段主管道和所述过渡段主管道中斜管嘴的最大壁厚。
进一步的，所述综合评定件的第一弯头的弯曲角度为所述冷段主管道和所述热段主管道中的最大弯曲角度，每个所述试料上自外壁至内壁截取至少两个试样。
进一步的，每个所述试料沿壁厚方向分三层取样，取样位置分别为1/4壁厚处、1/2壁厚处和3/4壁厚处。
进一步的，所述综合评定件使用的炼钢工艺、锻造工艺及热处理工艺与所述冷段主管道、所述热段主管道以及所述过渡段主管道的相应制造工艺相同；所述综合评定件使用的钢锭类型与所述冷段主管道、所述热段主管道以及所述过渡段主管道使用的钢锭类型相同；所述综合评定件使用的钢锭重量不小于所述冷段主管道、所述热段主管道和所述过渡段主管道这三者中的任意一者所使用的钢锭重量。
采用以上技术方案后，本发明与现有技术相比具有如下优点：本发明通过设计集合了冷段主管道、热段主管道和过渡段主管道所有制造难点的综合评定件，相比制造多个评定件，可以大大减少制造工期，降低检验成本；另外，本发明通过在综合评定件中选择具有代表性的位置解剖检验，可以验证整个综合评定件的制造工艺，也即验证了主管道的制造水平。
附图说明
附图1为本发明实施例中冷段锻管一种视角的结构示意图；
附图2为本发明附图1中冷段锻管另一种视角的结构示意图；
附图3为本发明实施例中热段锻管一种视角的结构示意图；
附图4为本发明附图3中热段锻管另一种视角的结构示意图；
附图5为本发明实施例中综合评定件去掉直管段后的取样示意图；
附图6为本发明实施例中综合评定件上直管嘴部位的取样示意图；
附图7为本发明实施例中切取直管段弯制成的第二弯头的取样示意图。
其中，
100、冷段锻管；200、热段锻管；300、综合评定件；
1、直接管嘴；2、斜接管嘴。
具体实施方式
下面结合附图及实施例对本发明作进一步说明。
核电站用锻造主管道包括冷段主管道、热段主管道和过渡段主管道。一种核电站用锻造主管道制造工艺评定方法，包括如下步骤：
（1）设计制作综合评定件，综合评定件包括直管段及与之连接的第一弯头，综合评定件的直管段上设有直管嘴和斜管嘴，综合评定件为整体锻造成形，综合评定件的直管段和第一弯头为实心锻造或空心锻造，接管嘴为实心锻造，而后加工成空心，第一弯头采用热弯或冷弯；
本发明的综合评定件集合了冷段主管道、热段主管道和过渡段主管道的所有制造难点，综合评定件的设计具体如下：
综合评定件的长度不小于冷段主管道、热段主管道和过渡段主管道中任意一者的长度；综合评定件的外径为冷段主管道、热段主管道和过渡段主管道的最大外径；综合评定件的壁厚为冷段主管道、热段主管道和过渡段主管道的最大壁厚。
直管嘴和斜管嘴的尺寸越大，则制造难度越大。综合评定件的直管嘴外径/长度为冷段主管道、热段主管道和过渡段主管道上所有直管嘴中最大的外径/长度；综合评定件的斜管嘴外径/长度为冷段主管道、热段主管道和过渡段主管道上所有斜管嘴中最大的外径/长度。
优选将综合评定件上的直管嘴和斜管嘴设置为轴心线异面，且直管嘴和斜管嘴之间的距离使得直管嘴和斜管嘴的制造过程不相互影响各自的性能。
综合评定件上的直管嘴的壁厚为冷段主管道、热段主管道和过渡段主管道中直管嘴的最大壁厚；综合评定件上的斜管嘴的壁厚为冷段主管道、热段主管道和过渡段主管道中斜管嘴的最大壁厚。
综合评定件的第一弯头的弯曲角度为冷段主管道和热段主管道中弯头的最大弯曲角度。
综合评定件使用的炼钢工艺、锻造工艺及热处理工艺与冷段主管道、热段主管道以及过渡段主管道相应的制造工艺相同。综合评定件使用的钢锭类型与冷段主管道、热段主管道以及过渡段主管道使用的钢锭类型相同。综合评定件使用的钢锭重量不小于冷段主管道、热段主管道和过渡段主管道这三者中的任意一者所使用的钢锭重量。
（2）在综合评定件的直管嘴和斜管嘴的端部、根部及马鞍座位置分别截取试料，具体为在直管嘴和斜管嘴的端部和根部分别截取试样环，在综合评定件的直管嘴和斜管嘴马鞍座位置四个象限分别截取试料，综合评定件的直管嘴/斜管嘴端部截取的试样环环面贴近并平行其外侧端面，综合评定件的直管嘴/斜管嘴根部截取的试样环环面贴近与其相连接的直管段且与其轴心线相平行。在综合评定件的第一弯头内弧和外弧的中心分别截取试料；在综合评定件端部试样环上相对180°位置分别截取试料。
（3）截取一部分综合评定件的直管段并弯成第二弯头，第二弯头的弯曲角度与过渡段主管道中最大的弯曲角度相等，在第二弯头内弧中心及外弧中心分别截取试料，在第二弯头内弧和外弧的起弯点位置分别截取试料，在第二弯头的两端部分别截取试料。
（4）在上述所有试料上截取试样后分别进行力学及理化性能检测，并比较不同试料力学及理化性能的波动范围。每个试料上自外壁至内壁截取至少两个试样。优选的，每个试料沿壁厚方向分三层取样，取样位置分别为1/4壁厚处、1/2壁厚处和3/4壁厚处。
综合评定件的某个取样位置的力学及理化性能不合格，则说明综合评定件的性能存在薄弱点，综合评定件制造质量不符合要求，主管道的制造工艺存在问题。若综合评定件的所有力学及理化性能都合格，且波动范围在预设极限值范围内，则说明综合评定件各处性能均匀，综合评定件的制造质量符合评定预期，也即主管道的制造工艺能够满足技术要求；虽然综合评定件的所有力学及理化性能都合格，但波动范围在预设极限值范围外，则说明综合评定件各处性能不均匀，综合评定件制造质量不符合评定预期，也即主管道的制造工艺仍然需要改进。
以下为具体实施例：
参见附图1至附图7，本实施例中的主管道包括冷段主管道、热段主管道和过渡段主管道三种锻管，每种锻管均包括多种规格。冷段锻管100共3根，附图1和附图2所示为冷段锻管100制造难度最大的1根，包含一个斜接管嘴2和一个直接管嘴1以及一个28°弯头，另外2根相比该冷段锻管100少了直接管嘴1，其它均相同；热段锻管200共3根，附图3和附图4所示为热段锻管200制造难度最大的1根，包含两个直接管嘴1和一个50°弯头，另外2根与该热段锻管200相比减少了一个直接管嘴1，其它均相同；过渡段主管道数量较多，均不含接管嘴，制造难度最大的弯曲角度是90°，本实施例中三种类型的锻管直径和壁厚均相同。这些锻管的接管嘴和弯头均与主管一起整体锻造而成。
根据附图1至附图4所示的锻管，设计综合评定件300，参见附图5为综合评定件300去除直管段部分后的试料切割取样图。综合评定件300包含一个直接管嘴1和一个斜接管嘴2，其中斜接管嘴2的尺寸与冷段锻管100的斜接管嘴2尺寸相同，直接管嘴1的外径/长度与冷段锻管100和热段锻管200中的三个直接管嘴1中最大的外径/长度相同。综合评定件300还包含1个弯头，该弯头的弯曲角度等于热段锻管200的弯头角度，即50°。综合评定件300的壁厚和直径与三种锻管壁厚直径均相同。综合评定件300所用钢锭的重量和尺寸等于或稍大于冷段锻管100或热段锻管200所需要钢锭的重量和尺寸。综合评定件300的直管段用来弯制90°过渡段锻管。
为了全面检验综合评定件300的制造质量，设计了如下的取样方案。
参见附图5所示，在锻管端部试样环上相对180°位置切割两块试料E、V。弯曲段中间部位试样环上内弧和外弧位置切割两块试料F、G。斜接管嘴2的端部切割试样环P，根部切割试样环R，马鞍座位置4个象限分别切割4块试料X、Y、S、T。参见附图6为综合评定件300上直管嘴的取样示意图，直接管嘴1的端部切割试样环H，根部切割试样环J，马鞍座位置4个象限分别切割4块试料K、L、M、N。
附图7为综合评定件300中切取的直管段弯制的90°过渡段锻管的取样图。锻管两端分别切割两块试料C1、C2。弯管起弯点内弧和外弧位置分别切割两块试料D、W。弯管中间位置内弧和外弧位置分别切割两块试料A、B。
对切割所得的每块试料，均沿壁厚方向分为三层取试样进行力学及理化检验，以检验主管道沿壁厚不同位置的材料性能，本例中的取样位置分别为1/4壁厚处、1/2壁厚处和3/4壁厚处。首先检验不同取样位置力学及理化性能是否合格，如合格，再比较不同位置试料力学及理化性能的波动范围。如有不合格取样点，则说明综合评定件300存在性能薄弱点，综合评定件300的制造质量不符合要求。若波动范围在预设极限值范围内，则说明综合评定件300各处性能均匀，综合评定件300的制造质量符合评定预期，也即主管道的制造工艺能够满足技术要求；若波动范围在预设极限值范围外，则说明综合评定件300各处性能不均匀，综合评定件300制造质量不满足评定预期，也即主管道的制造工艺仍然需要改进。
本发明通过制作综合评定件300，不需要对主管道中各种不同类锻件及所有类型接管嘴进行完全破坏，只需取其中最具代表性的主管道部分及两个接管嘴，在典型位置进行取样检验，从而最大程度地降低了取样的成本。通过采用本发明提供的主管道锻件质量检验的取样方法，在截取的试料上进行力学和理化检验，能够全面检验出主管道锻件的整体质量，可以对主管道锻件的制造工艺进行完整评定，符合核电规范RCC-M的工艺评定要求。
上述实施例只为说明本发明的技术构思及特点，其目的在于让熟悉此项技术的人士能够了解本发明的内容并据以实施，并不能以此限制本发明的保护范围。凡根据本发明精神实质所作的等效变化或修饰，都应涵盖在本发明的保护范围之内。

Claims (10)

1.一种核电站用锻造主管道制造工艺评定方法，其中，主管道包括冷段主管道、热段主管道和过渡段主管道，其特征在于，包括如下步骤：
（1）设计制作综合评定件，所述综合评定件包括直管段及与之连接的第一弯头，所述综合评定件的直管段上设有直管嘴和斜管嘴，所述综合评定件为整体锻造成形，所述综合评定件的直管段和所述第一弯头为实心锻造或空心锻造，所述直管嘴和斜管嘴为实心锻造，而后加工成空心，所述第一弯头采用热弯或冷弯；
（2）在所述综合评定件的直管嘴和斜管嘴的端部、根部及马鞍座位置分别截取试料；在所述综合评定件的第一弯头内弧和外弧的中心分别截取试料；在所述综合评定件端部试样环上相对180°位置分别截取试料；
（3）截取一部分所述综合评定件的直管段并弯成第二弯头，所述第二弯头的弯曲角度与所述过渡段主管道中最大的弯曲角度相等，在所述第二弯头内弧中心及外弧中心分别截取试料，在所述第二弯头内弧和外弧的起弯点位置分别截取试料，在所述第二弯头的两端部分别截取试料；
（4）将上述截取的所有试料自外壁至内壁截取试样后分别进行力学及理化性能检测，并比较不同试样力学及理化性能的波动范围。
2.根据权利要求1所述的一种核电站用锻造主管道制造工艺评定方法，其特征在于：在所述综合评定件的直管嘴和斜管嘴的端部和根部分别截取试样环，在所述综合评定件的直管嘴和斜管嘴马鞍座位置四个象限分别截取试料。
3.根据权利要求2所述的一种核电站用锻造主管道制造工艺评定方法，其特征在于：所述综合评定件的直管嘴/斜管嘴端部截取的试样环环面贴近并平行其外侧端面；所述综合评定件的直管嘴/斜管嘴根部截取的试样环环面贴近其所连接的直管段并与其轴心线相平行。
4.根据权利要求1所述的一种核电站用锻造主管道制造工艺评定方法，其特征在于：所述综合评定件的长度不小于所述冷段主管道、所述热段主管道和所述过渡段主管道中任意一者的长度；所述综合评定件的直管段的外径为所述冷段主管道、所述热段主管道和所述过渡段主管道中直管段的最大外径；所述综合评定件的直管段的壁厚为所述冷段主管道和所述热段主管道中直管段的最大壁厚。
5.根据权利要求1所述的一种核电站用锻造主管道制造工艺评定方法，其特征在于：所述综合评定件的直管嘴外径/长度为所述冷段主管道、所述热段主管道和所述过渡段主管道上所有直管嘴中最大的外径/长度；所述综合评定件的斜管嘴外径/长度为所述冷段主管道、所述热段主管道和所述过渡段主管道上所有斜管嘴中最大的外径/长度。
6.根据权利要求5所述的一种核电站用锻造主管道制造工艺评定方法，其特征在于：所述综合评定件上的直管嘴和斜管嘴其轴心线异面。
7.根据权利要求5或6所述的一种核电站用锻造主管道制造工艺评定方法，其特征在于：所述综合评定件上的直管嘴的壁厚为所述冷段主管道、所述热段主管道和所述过渡段主管道中直管嘴的最大壁厚；所述综合评定件上的斜管嘴的壁厚为所述冷段主管道、所述热段主管道和所述过渡段主管道中斜管嘴的最大壁厚。
8.根据权利要求1所述的一种核电站用锻造主管道制造工艺评定方法，其特征在于：所述综合评定件的第一弯头的弯曲角度为所述冷段主管道和所述热段主管道中的最大弯曲角度，每个所述试料上自外壁至内壁截取至少两个试样。
9.根据权利要求8所述的一种核电站用锻造主管道制造工艺评定方法，其特征在于：每个所述试料沿壁厚方向分三层取样，取样位置分别为1/4壁厚处、1/2壁厚处和3/4壁厚处。
10.根据权利要求1所述的一种核电站用锻造主管道制造工艺评定方法，其特征在于：所述综合评定件使用的炼钢工艺、锻造工艺及热处理工艺与所述冷段主管道、所述热段主管道以及所述过渡段主管道的相应制造工艺相同；所述综合评定件使用的钢锭类型与所述冷段主管道、所述热段主管道以及所述过渡段主管道使用的钢锭类型相同；所述综合评定件使用的钢锭重量不小于所述冷段主管道、所述热段主管道和所述过渡段主管道这三者中的任意一者所使用的钢锭重量。
CN201811035872.6A 2018-09-06 2018-09-06 核电站用锻造主管道制造工艺评定方法 Active CN109187864B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201811035872.6A CN109187864B (zh) 2018-09-06 2018-09-06 核电站用锻造主管道制造工艺评定方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201811035872.6A CN109187864B (zh) 2018-09-06 2018-09-06 核电站用锻造主管道制造工艺评定方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN109187864A CN109187864A (zh) 2019-01-11
CN109187864B true CN109187864B (zh) 2021-02-26

Family

ID=64914880

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201811035872.6A Active CN109187864B (zh) 2018-09-06 2018-09-06 核电站用锻造主管道制造工艺评定方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN109187864B (zh)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN115436597A (zh) * 2019-11-20 2022-12-06 苏州热工研究院有限公司 一种空间螺旋弯管的检验方法
CN115436083A (zh) * 2020-12-08 2022-12-06 苏州热工研究院有限公司 一种泵轴锻件制造工艺评定的取样方法
CN114152463B (zh) * 2021-11-12 2024-03-12 苏州热工研究院有限公司 一种阀体锻件制造工艺评定的取样方法

Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN101251215A (zh) * 2008-03-27 2008-08-27 二重集团（德阳）重型装备股份有限公司 反应堆主管道热段弯管及其制造方法
KR20080100924A (ko) * 2007-05-15 2008-11-21 주식회사 두원공조 리시버 드라이어의 리시버탱크 제조방법
CN101670416A (zh) * 2008-09-09 2010-03-17 上海重型机器锻件厂 百万千瓦级核电主管道的锻造成型方法
CN102451976A (zh) * 2010-10-29 2012-05-16 上海重型机器厂有限公司 Ap1000核电主管道热段弯管的制造方法
CN102632182A (zh) * 2012-03-23 2012-08-15 江阴南工锻造有限公司 一种核电主管道整体空心锻造成型工艺
CN102825207A (zh) * 2011-06-13 2012-12-19 鞍钢重型机械有限责任公司 一种不锈钢核电主管道锻造工艺
CN103389225A (zh) * 2013-08-08 2013-11-13 苏州热工研究院有限公司 反应堆蒸汽发生器的管板锻件质量检验的取样方法
CN104359707A (zh) * 2014-11-28 2015-02-18 苏州热工研究院有限公司 一种核电站用超级管道锻件检验的取样方法
CN105328110A (zh) * 2015-11-12 2016-02-17 北京科技大学 一种ap1000核电站一回路主管道整体锻造方法
WO2017146467A1 (ko) * 2016-02-26 2017-08-31 문인득 원자로 u형 모듈 관 시공장치

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100486393B1 (ko) * 2002-12-30 2005-04-29 두산중공업 주식회사 원자로 냉각재 배관 자동용접 공정 방법

Patent Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20080100924A (ko) * 2007-05-15 2008-11-21 주식회사 두원공조 리시버 드라이어의 리시버탱크 제조방법
CN101251215A (zh) * 2008-03-27 2008-08-27 二重集团（德阳）重型装备股份有限公司 反应堆主管道热段弯管及其制造方法
CN101670416A (zh) * 2008-09-09 2010-03-17 上海重型机器锻件厂 百万千瓦级核电主管道的锻造成型方法
CN102451976A (zh) * 2010-10-29 2012-05-16 上海重型机器厂有限公司 Ap1000核电主管道热段弯管的制造方法
CN102825207A (zh) * 2011-06-13 2012-12-19 鞍钢重型机械有限责任公司 一种不锈钢核电主管道锻造工艺
CN102632182A (zh) * 2012-03-23 2012-08-15 江阴南工锻造有限公司 一种核电主管道整体空心锻造成型工艺
CN103389225A (zh) * 2013-08-08 2013-11-13 苏州热工研究院有限公司 反应堆蒸汽发生器的管板锻件质量检验的取样方法
CN104359707A (zh) * 2014-11-28 2015-02-18 苏州热工研究院有限公司 一种核电站用超级管道锻件检验的取样方法
CN105328110A (zh) * 2015-11-12 2016-02-17 北京科技大学 一种ap1000核电站一回路主管道整体锻造方法
WO2017146467A1 (ko) * 2016-02-26 2017-08-31 문인득 원자로 u형 모듈 관 시공장치

Non-Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
AP1000与CPR1000核岛主设备大型锻件材料技术要求差异分析;兰银辉等;《热处理技术与装备》;20130630;第34卷(第03期);第35-40页 *
核电站核岛大型铸锻件制造工艺评定方法研究的意义;阚玉琦等;《热加工工艺》;20101231;第39卷(第01期);第53-55页 *
百万千瓦级核电站AP1000 锻造主管道的制造工艺及质量控制;邓冬 等;《工艺与检测》;20141231(第3期);第66-68页 *

Also Published As

Publication number Publication date
CN109187864A (zh) 2019-01-11

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN109187864B (zh) 核电站用锻造主管道制造工艺评定方法
CN108507815B (zh) 一种核电蒸汽发生器一次侧封头分隔板质量检验的取样方法
CN103389225A (zh) 反应堆蒸汽发生器的管板锻件质量检验的取样方法
CN104359707B (zh) 一种核电站用超级管道锻件检验的取样方法
CN104101511B (zh) 一种反应堆蒸汽发生器的水室封头锻件检验的取样方法
Marquez et al. Failure analysis of carbon steel tubes in a reformed gas boiler feed water preheater
Liu et al. Ratcheting-fatigue behavior and life prediction of Z2CN18. 10 austenitic stainless steel elbow
CN107356449B (zh) 一种核电蒸汽发生器传热管预制批检验的取样方法
CN106289969A (zh) 小直径厚壁金属管材的断裂韧度测试方法
CN110763818B (zh) 换热器用空间螺旋弯管的检验方法
CN210160205U (zh) 现场仪表导压管配置装置
CN101865334A (zh) 带转接环的双金属复合管
PODRO et al. Small-punch testing of a weld’s heat-affected zones
CN213022607U (zh) 一种具有三维对称结构的管状径向加载试样
CN206683939U (zh) 一种锆合金管材液压爆破试验用密封装置
CN110940545A (zh) 一种贯穿件封头质量检验用的取样方法
Nomura et al. Establishing Induction Bending Technique for Ni-Based Alloy HR6W Large Piping
Dong et al. Comparison of two methods of finite element modeling for elbows with unequal wall thickness
CN207818206U (zh) 蒸汽发生器上筒体锻件
CN111272530B (zh) 核电高温取样冷却器蛇管的制造方法
CN207999803U (zh) 核岛蒸发器锥壳锻件
Yetisir et al. Residual Stresses in CANDU Feeder Bends: Effect of Bend Radius
CN111157340A (zh) 一种具有三维对称结构的管状径向加载试样及实验方法
CN107899258B (zh) 一种用于碱浓缩器的管板结构
Xie et al. Failure Analysis of a Service Tube

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant