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核电站钢安全壳SA738Gr.B钢SH-CCT曲线的测定及分析 被引量：7
1
作者 张效宁 景益 +4 位作者 余燕 吴毅雄 张俊宝 丛大志 谷雨 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2013年第1期156-159,共4页
基于焊接热模拟技术,采用膨胀法利用Gleeble-3500热模拟机对核电站钢安全壳SA738Gr.B钢的焊接热影响区连续冷却转变(SH-CCT)曲线进行了测绘,并结合其金相组织及维氏硬度等进行了分析研究。本研究为SA738Gr.B钢焊接工艺的正确制定提供了... 基于焊接热模拟技术,采用膨胀法利用Gleeble-3500热模拟机对核电站钢安全壳SA738Gr.B钢的焊接热影响区连续冷却转变(SH-CCT)曲线进行了测绘,并结合其金相组织及维氏硬度等进行了分析研究。本研究为SA738Gr.B钢焊接工艺的正确制定提供了依据。 展开更多
关键词 钢安全壳 SA738Gr B钢 焊接热模拟 SH-CCT图
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核供热堆钢安全壳及压力容器吊装方法研究 被引量：2
2
作者 郭吉林 陈立颖 刘伟 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第6期507-510,549,共5页
提出了选择核供热堆钢安全壳及压力容器吊装方法的原则，介绍了大型起重机、双桅杆和固定式龙门吊等 3种吊装方法，并从 3种方法的技术可行性、安全可靠性、工艺成熟性，对厂房结构、土建安装施工、工程进度和投资的影响以及对工程项目... 提出了选择核供热堆钢安全壳及压力容器吊装方法的原则，介绍了大型起重机、双桅杆和固定式龙门吊等 3种吊装方法，并从 3种方法的技术可行性、安全可靠性、工艺成熟性，对厂房结构、土建安装施工、工程进度和投资的影响以及对工程项目管理水平的要求进行了分析比较。 3种吊装方法，不仅适用于核供热堆压力容器的吊装，也适用于沸水堆和高温气冷堆压力容器的吊装，并为各种堆型核电站采用模块化设计与施工提供了多方案的技术储备。 展开更多
关键词 核供热堆 钢安全壳 压力容器 吊装方法
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钢安全壳吊具分配器结构设计优化
3
作者 翁晨阳 《起重运输机械》 2017年第6期23-28,共6页
钢安全壳模块具有质量大、体积大、易变形等特点,对钢安全壳吊具分配器的设计提出了挑战。文中基于环梁形结构对钢安全壳吊具分配器的结构进行了优化,主要考虑径向加强筋、主吊板加强筋以及去除低应力区域材料对结构应力、结构刚度和结... 钢安全壳模块具有质量大、体积大、易变形等特点,对钢安全壳吊具分配器的设计提出了挑战。文中基于环梁形结构对钢安全壳吊具分配器的结构进行了优化,主要考虑径向加强筋、主吊板加强筋以及去除低应力区域材料对结构应力、结构刚度和结构自重等指标的影响。分析表明径向加强筋从整体上提高了结构的强度和刚度,主吊板加强筋改善了结构的应力分布,去除低应力区域材料,降低了结构自重。最终推荐综合采取以上三项优化措施来开展工程项目中的设备设计。 展开更多
关键词 钢安全壳 分配器 优化
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重载运输系统在核电站钢安全壳筒体环运输中的应用 被引量：2
4
作者 丁海明 王洪金 +2 位作者 杨照东 晏桂珍 杨中伟 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第5期796-803,共8页
为保证CAP1400非能动大型先进压水堆核电机组钢安全壳(CV)筒体环运输精度控制和施工安全,综合考虑现场实际路况,通过对比液压平板车运输工艺,提出将重载运输系统应用于筒体环运输的新工艺和技术。阐述了重载运输系统应用于筒体环的运输... 为保证CAP1400非能动大型先进压水堆核电机组钢安全壳(CV)筒体环运输精度控制和施工安全,综合考虑现场实际路况,通过对比液压平板车运输工艺,提出将重载运输系统应用于筒体环运输的新工艺和技术。阐述了重载运输系统应用于筒体环的运输工艺,分析了该运输方法的使用条件,优化了筒体环加固方式,节省了工装用料,有效降低了施工成本。 展开更多
关键词 钢安全壳 筒体环 重载运输车 运输
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钢安全壳吊装及施工优化 被引量：1
5
作者 张瑞 柳胜华 汤福平 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第1期55-59,共5页
根据三门核电一期工程钢安全壳吊装的吊车参数、吊装方案和现场经验反馈等信息,提出了一种新的吊装方案。新吊装方案可省掉中间重达100吨的吊梁、减少一次吊装,并具备把钢安全壳支撑的风管、电缆桥架及走道钢结构共同整体起吊的能力,减... 根据三门核电一期工程钢安全壳吊装的吊车参数、吊装方案和现场经验反馈等信息,提出了一种新的吊装方案。新吊装方案可省掉中间重达100吨的吊梁、减少一次吊装,并具备把钢安全壳支撑的风管、电缆桥架及走道钢结构共同整体起吊的能力,减少现场安装,优化钢安全壳支撑物项的安装施工。通过有限元分析方法对底封头、筒体吊装段和顶封头开展了应力分析,结果表明:应力在吊点附近相对较大,但各吊装段的变形和应力都满足要求。 展开更多
关键词 核电站 钢安全壳 吊装 施工优化
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钢安全壳底封头“正倒装”拼焊分析 被引量：1
6
作者 赵国强 张波 《电焊机》 2019年第4期326-328,共3页
介绍三代核电项目钢安全壳底封头的两种拼装焊接方式,从对辅助工装的需求数量和安拆方式、焊接空间和焊接方法、切割工作量等不同角度进行对比分析。结果表明,底封头采用倒装拼焊方式,拼装支撑将大量减少,有利于后续拆除及运输,切割工... 介绍三代核电项目钢安全壳底封头的两种拼装焊接方式,从对辅助工装的需求数量和安拆方式、焊接空间和焊接方法、切割工作量等不同角度进行对比分析。结果表明,底封头采用倒装拼焊方式,拼装支撑将大量减少,有利于后续拆除及运输,切割工作量较小,且焊接空间大,便于使用自动焊。结合焊缝应力收缩和变形控制、吊装和运输方式等进行分析,探究两种拼装焊接方式的优劣,为后续类似模块拼装焊接方式提供参考,便于施工单位充分利用自身优势,选择最优拼装焊接方式,在确保质量的基础上显著减少工作量。 展开更多
关键词 钢安全壳底封头 拼装焊接 变形
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钢安全壳椭球封头极限承载力敏感性分析
7
作者 徐挺 柳胜华 《核电工程与技术》 2014年第1期35-40,共6页
针对极限内压作用下钢安全壳的屈曲失效和屈服失效，研究初始缺陷、径高比、事故温度、缩尺比、封头厚度以及筒身有效高度和厚度等关键参数对椭球封头极限承栽力的影响。建立多个代表性结构模型，计算采用几何与材料双重非线性分析，给... 针对极限内压作用下钢安全壳的屈曲失效和屈服失效，研究初始缺陷、径高比、事故温度、缩尺比、封头厚度以及筒身有效高度和厚度等关键参数对椭球封头极限承栽力的影响。建立多个代表性结构模型，计算采用几何与材料双重非线性分析，给出后屈曲阶段的局部屈曲变形以及颈缩应变下结构变形．并根据屈曲点或顶点处的荷载一位移曲线得到屈曲失效或屈服失效的极限承载力。敏感性分析结果表明．初始缺陷、径高比、事故温度和封头厚度对极限承载力均有不同程度影响，其中径高比最为关键。 展开更多
关键词 钢安全壳 椭球封头 极限承载力 双重非线性 敏感性分析
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钢安全壳模块运输工艺对比分析
8
作者 王洪金 丁海明 +1 位作者 徐方超 杨照东 《中国新技术新产品》 2018年第23期89-91,共3页
钢安全壳是AP1000系列非能动压水堆核电站的特有设备,既是反应堆厂房的内层屏蔽结构,也是整个非能动安全壳冷却系统的重要组成部分。钢安全壳各大部件的运输是核电建设中的关键工艺。该文通过对目前AP1000核电项目和CAP400核电项目中钢... 钢安全壳是AP1000系列非能动压水堆核电站的特有设备,既是反应堆厂房的内层屏蔽结构,也是整个非能动安全壳冷却系统的重要组成部分。钢安全壳各大部件的运输是核电建设中的关键工艺。该文通过对目前AP1000核电项目和CAP400核电项目中钢安全壳各大部件的常用运输工艺进行对比分析,从运输车辆、运输和加固工装、运输工艺等方面对比分析各自的优缺点,以便为我国后续核电项目中大件运输工艺选择提供经验。 展开更多
关键词 钢安全壳 液压平板车 重载运输车
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CAP1000钢安全壳底封头吊耳焊接工艺研究
9
作者 寇志刚 《石油化工建设》 2025年第1期9-13,共5页
以CAP1000钢安全壳底封头吊耳焊接施工为例,通过对底封头吊耳的焊接难点分析,从焊接工艺性、母材及焊材的性能、施工逻辑、预热措施、焊接变形控制等方面进行论述,总结CAP1000钢制安全壳底封头吊耳焊接工艺过程的控制要点并进行焊接工... 以CAP1000钢安全壳底封头吊耳焊接施工为例,通过对底封头吊耳的焊接难点分析,从焊接工艺性、母材及焊材的性能、施工逻辑、预热措施、焊接变形控制等方面进行论述,总结CAP1000钢制安全壳底封头吊耳焊接工艺过程的控制要点并进行焊接工艺研究,为后续工程焊接工艺措施的制定提供参考。 展开更多
关键词 钢安全壳 吊耳 焊接变形控制 焊接工艺 预热
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核电钢制安全壳埋弧横焊工艺研究
10
作者 孙健 邓刚 +3 位作者 王建明 曾凡勇 程茁 刘征 《金属加工（热加工）》 2024年第5期47-52,共6页
核电钢制安全壳筒体环缝焊接量较大,采用埋弧横焊工艺可有效提升焊接效率、保证焊接质量。针对42mm厚度的SA-738Gr.B钢板材开展了埋弧横焊工艺研究。结果表明:相比于K形坡口,采用X形坡口进行打底焊接更容易避免气孔和夹渣缺陷,分析认为... 核电钢制安全壳筒体环缝焊接量较大,采用埋弧横焊工艺可有效提升焊接效率、保证焊接质量。针对42mm厚度的SA-738Gr.B钢板材开展了埋弧横焊工艺研究。结果表明:相比于K形坡口,采用X形坡口进行打底焊接更容易避免气孔和夹渣缺陷,分析认为采用气体保护焊打底+埋弧焊填充的焊接方式可有效保证打底焊接质量;采用不同热输入大小的焊接参数进行了埋弧横焊工艺试验,当热输入太小时,焊缝成形不良且容易产生未熔合缺陷;对不同热输入下的焊接接头进行了冲击韧度试验和硬度检测,结果均满足标准要求。通过本项研究,证明了钢制安全壳埋弧焊焊接质量可靠,焊接接头性能满足标准要求,为核电现场新工艺的推广应用提供了一定的指导。 展开更多
关键词 钢制安全壳 埋弧横焊 焊接工艺 接头性能
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核电站钢制安全壳封头屈曲评价方法简介及应用 被引量：2
11
作者 陈来云 葛鸿辉 柳胜华 《压力容器》 2013年第7期56-59,71,共5页
基于对ASME规范案例N-284金属安全壳体屈曲的研究,介绍了适用于先进核电站钢制安全壳封头屈曲分析与评价的简化方法。同时,利用通用有限元程序ANSYS二次开发语言编写屈曲评定模块,并结合先进非能动核电站严重事故工况,完成钢安全壳封头... 基于对ASME规范案例N-284金属安全壳体屈曲的研究,介绍了适用于先进核电站钢制安全壳封头屈曲分析与评价的简化方法。同时,利用通用有限元程序ANSYS二次开发语言编写屈曲评定模块,并结合先进非能动核电站严重事故工况,完成钢安全壳封头屈曲安全评价。 展开更多
关键词 规范案例N-284 钢安全壳封头 屈曲安全评价
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A P1000钢制安全壳厚度对传热性能的影响 被引量：9
12
作者 叶成 郑明光 +4 位作者 王勇 邱忠明 王明路 李永春 曹臻 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第3期457-461,共5页
AP1000是目前世界上安全性最高的第三代大型压水堆之一,相比于二代压水堆,其重要特征是将预应力混凝土的安全壳改为钢制安全壳,在整个冷却过程中钢制安全壳起着重要的作用。本文利用WGOTHIC程序建立AP1000整体长期空气冷却模型,对安全... AP1000是目前世界上安全性最高的第三代大型压水堆之一,相比于二代压水堆,其重要特征是将预应力混凝土的安全壳改为钢制安全壳,在整个冷却过程中钢制安全壳起着重要的作用。本文利用WGOTHIC程序建立AP1000整体长期空气冷却模型,对安全壳厚度进行研究,得到了传热性能与安全壳厚度的关系。结果表明,在一定范围内随安全壳厚度的增加,总体安全性得到较大提升,这为采用钢制安全壳的核电站设计提供了理论参考。 展开更多
关键词 钢制安全壳 安全壳厚度 WGOTHIC程序
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AP1000钢制安全壳厚壁焊缝冲击试验侧向膨胀量偏低原因分析及解决措施 被引量：3
13
作者 沈伟 贺振宇 +1 位作者 张强升 李海涛 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2015年第19期245-246,249,共3页
通过分析焊缝冲击试验侧向膨胀量偏低的原因,发现焊接线能量的大小是影响焊缝冲击韧性及侧向膨胀量的主要原因。通过调整焊接线能量能改善焊缝的冲击韧性,从而达到满足ASME标准及技术规格书的要求。
关键词 钢制安全壳 焊缝 侧向膨胀量 冲击试验
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AP1000钢制安全壳气压试验变形测量方法及变形结果分析 被引量：3
14
作者 马先宏 杨炯 李锴 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第1期36-42,共7页
核电厂运营前均需要针对安全壳进行一次打压试验,以验证其结构完整性及整体密封性。我国引进的第三代核电技术—AP1000机组采用的是钢制安全壳。这种钢制安全壳在材料和结构方面和国内已有的预应力混凝土安全壳完全不同,因此其变形测量... 核电厂运营前均需要针对安全壳进行一次打压试验,以验证其结构完整性及整体密封性。我国引进的第三代核电技术—AP1000机组采用的是钢制安全壳。这种钢制安全壳在材料和结构方面和国内已有的预应力混凝土安全壳完全不同,因此其变形测量方法也完全不同于混凝土安全壳。AP1000钢制安全壳气压试验要求测量安全壳壳体应变、壳体位移、壳体温度等试验参数。本文详细论述了各类变形参数的测量方法,并对依托项目四台机组的安全壳变形情况进行汇总分析。依托项目四台AP1000机组的试验结果表明,文中论述的测量方法准确有效,测量值与理论计算值吻合较好。每个测点的测量结果与内部压力基本呈线性关系。本文总结了钢制安全壳变形测量的技术要点,同时对安全壳的应变测量结果和位移测量结果做了互相印证,表明安全壳在试验压力下整体处于线弹性变形状态,保持了良好的结构完整性,从而论证了安全壳设计的合理性。论文结合AP1000钢制安全壳气压试验相关方法及数据,讨论了变形测量方法及变形结果分析,为后续AP系列机组的安全壳设计建造与试验积累了宝贵的工程实践经验。 展开更多
关键词 AP1000 钢制安全壳 气压试验 变形测量
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核电厂钢制安全壳泄漏率测试系统的开发与验证 被引量：5
15
作者 冯利法 黄海涛 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第6期1159-1168,共10页
针对核电厂钢制安全壳泄漏率测试的要求,设计与开发了一套基于LabVIEW软件平台及Compact-RIO嵌入设备的泄漏率测试系统。系统采用了全数字化通讯、RS-485总线技术、采集与分析分离等技术,简化了系统了设计,提高了拓展性及可靠性,并在AP1... 针对核电厂钢制安全壳泄漏率测试的要求,设计与开发了一套基于LabVIEW软件平台及Compact-RIO嵌入设备的泄漏率测试系统。系统采用了全数字化通讯、RS-485总线技术、采集与分析分离等技术,简化了系统了设计,提高了拓展性及可靠性,并在AP1000钢制安全壳整体泄漏率试验中应用与验证,现场验证表明:系统稳定可靠、计算结果准确可信,可满足钢制安全壳泄漏率测量的要求。系统已在国内AP1000机组役前及在役钢制安全壳整体泄漏率试验中得到了成功应用。 展开更多
关键词 AP1000 钢制安全壳 泄漏率 测试系统
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核供热堆压力壳、钢安全壳套装工艺
16
作者 陈立颖 郭吉林 刘伟 《清华大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第12期25-28,共4页
采用一体化布置、全功率自然循环冷却和紧贴式双层承压壳的核供热堆具有固有安全性和良好的经济性 ,但同时也带来了大型薄壁容器套装的新课题。该文以系统工程的方法和观点全面分析了压力壳、钢安全壳套装的关键技术问题 ,在国内外均无... 采用一体化布置、全功率自然循环冷却和紧贴式双层承压壳的核供热堆具有固有安全性和良好的经济性 ,但同时也带来了大型薄壁容器套装的新课题。该文以系统工程的方法和观点全面分析了压力壳、钢安全壳套装的关键技术问题 ,在国内外均无可借鉴经验的情况下提出套装工艺 ,并在已投入运行的 5 MW低温堆工程中得到应用。应用结果表明该套装工艺安全、可靠 ,具有良好的可操作性和独创性。对反应堆压力容器套装工艺的研究 ,对于积累核设备设计、制造和安装经验 ,制定相应的技术标准 。 展开更多
关键词 核供热堆 大型薄壁容器 积累核设备 位置 标高 水平度 钢安全壳 压力壳 套装工艺
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核电站钢制安全壳SA-738 Gr.B钢免除焊后热处理探讨 被引量：3
17
作者 张俊宝 谷雨 刘卫华 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2017年第1期230-232,共3页
CAP1400项目用钢制安全壳采用的是SA-738 Gr.B,筒体段壁厚为52 mm。ASME BPVC Section 3Division 1 Subsection NE-2007标准规定SA-738 Gr.B板材免除焊后热处理的最大壁厚为44 mm。焊后热处理的问题主要是现场电功率不足、施工难度和风... CAP1400项目用钢制安全壳采用的是SA-738 Gr.B,筒体段壁厚为52 mm。ASME BPVC Section 3Division 1 Subsection NE-2007标准规定SA-738 Gr.B板材免除焊后热处理的最大壁厚为44 mm。焊后热处理的问题主要是现场电功率不足、施工难度和风险大。本文进行了52、44 mm SA-738 Gr.B钢板交货态的力学性能对比及52mm对接接头焊态、焊后热处理态的对比。试验结果表明,52、44 mm厚母材交货态的力学性能相当,52 mm厚SA-738 Gr.B母材焊后热处理前后的断裂韧性相当。焊后热处理后焊接接头的力学性能降低,对52 mm厚板材手工电弧焊接接头免除焊后热处理是可行的。 展开更多
关键词 钢制安全壳 SA-738 G-r.B钢 免除焊后热处理
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钢制安全壳对接焊缝的超声波成像检测 被引量：1
18
作者 肖爱武 石欢 +1 位作者 张乐 马中利 《无损检测》 2019年第10期1-5,20,共6页
核电站反应堆钢制安全壳是防止反应堆放射性物质进入外界环境的最后一道屏障,对核电站的安全运行至关重要。主要介绍了在不去除焊缝表面余高的情况下,相控阵(PAUT)和衍射时差法(TOFD)超声检测技术在钢制安全壳对接焊缝中的检测应用。通... 核电站反应堆钢制安全壳是防止反应堆放射性物质进入外界环境的最后一道屏障,对核电站的安全运行至关重要。主要介绍了在不去除焊缝表面余高的情况下,相控阵(PAUT)和衍射时差法(TOFD)超声检测技术在钢制安全壳对接焊缝中的检测应用。通过在埋藏有一定数量的典型焊接缺陷的模拟试块上的试验表明:相控阵和衍射时差法超声检测技术对焊接缺陷具有较高的检出率和较强的缺陷定位、定量的能力,是一种可靠、高效及经济的检测手段。 展开更多
关键词 钢制安全壳 成像 相控阵超声波检测 衍射时差法 定量
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核电站钢制安全壳对接焊缝超声波自动检验系统浅析
19
作者 肖爱武 袁光华 +1 位作者 邓黎 刘程超 《电力设备管理》 2019年第5期59-60,40,共3页
介绍一种可用于钢制安全壳对接焊缝超声波自动检验系统,该系统通过采用一种自动爬行机器人,携带多组超声波检验探头对焊缝进行自动扫查来取代传统的人工手动扫查,可降低人因失误及缺陷漏检率,提高检测数据的可靠性及置信度。
关键词 钢制安全壳 相控阵和TOFD 爬行机器人 数据成像
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钢制安全壳老化机理分析及AP1000防护措施初探
20
作者 马先宏 黄海涛 《核电工程与技术》 2011年第4期45-48,共4页
钢制安全壳在服役过程中无可避免地会发生老化，最为常见的三类老化现象分别为腐蚀、涂层降质和局部泄漏。文章介绍了这些老化现象的产生机理、危害以及相应的防护措施，并对AP1000钢制安全壳的老化管理提出了建议。
关键词 钢制安全壳 老化管理 壳体腐蚀 涂层降质 局部泄漏 AP1000
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