AP1000核岛主设备用SA508-3钢锻件的监造
AP1000核电厂部件质量等级的划分及其与我国法规_标准的相容性20120313晚自习
补水系统提供 )。 2) 质量 B组 质量 B 组适用用于包容水和蒸汽的压力
容器、热交换器 ( 不包括气轮机、冷凝器 ) 、 储罐、管道、泵 和阀门, 它 们属于 以下第一 种情况或第二种情况:
第一种情 况 ∋ ∋ ∋ 是反应 堆冷却 剂压力边 界组成 部 分但 未划 入质 量 A 组 的部 件 [ 见 2 2中的 1) ( a) 和 1) ( b) ] 。
1) 质量 A 组 质量 A 组适用于构成反应堆冷却剂 压力 边界的部件。但 并非所有构成反应堆冷却 剂 压力边界的部件都必须划入质量 A 组。根据 10 CFR 50 55 a的规定, 满足以下条件的反应 堆冷却剂压力边界部件可以从质量 A 组排除: ( a) 该部件 在反应堆正常运 行* 期间 发 生假设故 障时, 反应 堆 能够 有秩 序地 停堆、 冷却 ( 假设补水由反应堆冷却剂补水系 统提 供 )。 ( b) 该部件是与反应堆冷却剂系统 相隔 离的, 或者能够与反应堆冷却剂系统相隔离。 隔离是指两个串联阀门都 关闭。两个串联 阀 门可能是两个常关阀、两个常开阀或者一 个 常关阀加一个常开阀。每一个常开阀门必 须 能够自动动作, 且 ( 假设另一阀门处于 打开 状态 ) 关闭时间适当, 能保证所说的部 件在 反应堆正常运行期间发生假设故障时每 个阀 门都依然是可操作的, 且反应堆能够有秩 序 地停堆、冷却 ( 假设补水仅由反应堆冷 却剂
( c) 蒸汽、给 水系统的这一 部分: 始于 并包括蒸汽发生器 ( SG ) 二次侧, 直至并包 括最外的安全壳隔离阀; 以 及与该部分相连 接的支管, 直至并包括在反 应堆所有正常运 行模 式下 常 关的 或 能够 关 闭 的第 一 个 阀门 (安全阀或释放阀 ) 。
( d) 与反应堆冷却剂压力边界相连接的 系统或其组成部分, 它们并 非在反应堆所有 正常运行模式 下都能以关闭两个阀门的方式 与反应堆冷却剂压力边界隔离, 这两个阀门 的每一 个 或 者是 常 关 的, 或 者 是 能 自动 关 闭的。
AP1000核电设备分级及其质量要求
AP1000核电设备分级及其质量要求论文集ＡＰｌ０００核电设备分级及其质量要求凌世情１（１．中核集１夏Ｉ－－１＇３核电有限公司，浙江－－１＇３３１７１１２）摘要：核电设备分级的目的是为设备设计、制造、检查、验收过程中的质量控制提供清晰的指导。
概括介绍了ＡＰｌ０００设备的安全和抗震分级，以及基于安全和抗震分级的质量要求。
另外，还针对ＡＰｌ０００设备的一些其他分类及相应的质量要求进行了系统地总结和概述。
关键词：ＡＰｌ０００，设备分级，抗震等级，质量要求ＣｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎａｎｄＱｕａｌｉｔｙＲｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｏｆＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＥｑｕｉｐｍｅｎｔｏｆＡＰｌ０００ＬＩＮＧＳｈｉｑｉｎ９１（１．ＣＮＮＣＳａｎｍｅｎＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＣｏｍｐａｎｙ，Ｓａｎｍｅｎ２１７１１２，Ｚｈｅｊｉａｎｇ，Ｃｈｉｎａ）Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｔｈｅｐｕｒｐｏｓｅｏｆｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎｏｆｎｕｃｌｅａｒｐｏｗｅｒｅｑｕｉｐｍｅｎｔｉｓｔｏｐｒｏｖｉｄｅｃｌｅａｒｇｕｉｄａｎｃｅｏｆｑｕａｌｉｔｙｃｏｎ・・ｔｒｏｌｄｕｒｉｎｇｄｅｓｉｇｎ，ｍａｎｕｆａｃｔｕｒｉｎｇ，ｉｎｓｐｅｃｔｉｏｎａｎｄａｃｃｅｐｔａｎｃｅ．ＴｈｉｓｔｈｅｓｉｓｉｎｔｒｏｄｕｃｅｄｂｒｉｅｆｌｙｔｈｅｓａｆｅｔｙａｎｄｓｅｉｓｍｉｃｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎｏｆＡＰＩ０００ｅｑｕｉｐｍｅｎｔ，ａｎｄｔｈｅｑｕａｌｉｔｙｒｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｓｂａｓｅｄｏｎｔｈｅｓａｆｅｔｙａｎｄｓｅｉｓｍｉｃｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎ．Ｉｎａｄｄｉｔｉｏｎ，ｔｈｉｓｔｈｅｓｉｓｓｕｍｍａｒｉｚｅｄｓｙｓｔｅｍａｔｉｃａｌｌｙｔｈｅＯｔｈｅｒｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎａｎｄｔｈｅｃｏｒｒｅｓｐｏｎｄｉｎｇｑｕａｌｉｔｙｒｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｓ．Ｋｅｙｗｏｒｄｓ：ＡＰＩ０００，ＥｑｕｉｐｍｅｎｔＣｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎ，ＳｅｉｓｍｉｃＣｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎ，ＱｕａｌｉｔｙＲｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔ．１．前言核电厂安全的基本目标是在正常工况和事故工况下限制公众和厂区工作人员所受到的辐射照量。
AP1000一回路系统设备
3
1.反应堆（2）
反应堆主要包括以下部件： —堆芯 —堆内构件 —压力容器 —控制棒驱动机构 —一体化上封头 —堆芯仪表系统等
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3.化学和容积控制系统（2）
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3.化学和容积控制系统（3）
容积控制原理
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3.化学和容积控制系统（4）
化学控制原理
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3.化学和容积控制系统（5）
反应性控制原理 —加硼，在补水泵吸入口注入预先规定数量 的硼酸溶液。在正常功率运行时，为了将调 节棒组调整到正常使用范围；或者，反应堆 停运时，为了增加停堆深度，需进行加硼操 作。 —稀释，用等量的除盐水代替一部分一回路 冷却剂的硼水。
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4.正常余热排出系统（2）
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4.正常余热排出系统（3）
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4.正常余热排出系统（4）
正常余热排出系统的投入前主要包括两大项 操作 —硼浓度的调整：防止在余热排出系统内硼 浓度低于RCS的硼浓度情况下误稀释一回路； —升压和加热：避免压力和热冲击，以保护 余热排出系统的泵和热交换器。
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1.反应堆（6）
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1.反应堆（7）
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1.反应堆（8）
燃料组件主要设计参数： 燃料组件设计 17x17 燃料组件数量 157 每个燃料组件中燃料棒数量 264 包壳厚度 （mm） 0.57 燃料棒外径（mm） 9.50 燃料芯块长度（mm） 12.6 燃料组件长度（m） 4.80 核裂变原料 铀235，浓集度2.35%-4.8%
AP1000
ｓ ｕ ｇ ｇｅ ｓ ｔ ｉ ｏ ｎｓ ｏ ｎ ｈ ｏ ｗ ｔ ｏ ｐ ｒ ｏｖ ｉ ｄ ｅ ｇ ｏ ｏ ｄ ｃ ｏ ｎ ｓ ｕ ｌ ｔ ｉ ｎ ｇ ｓ ｅ ｒ ｖ ｉ ｃ ｅ ｉ ｎ ｓ ｕ ｐ ｅ ｒ ｖｉ ｓ ｉ ｎ ｇ Ｍ ＳＲ ｍａ ｎ ｕ ｆ ａ ｃ ｔ ｕ ｒ ｉ ｎ ｇ．
ｔ ｈ ｒ ｅ ｅ ａ ｓ ｐ ｅ ｃ ｔ ｓ ａ ｓ ｑ ｕ ａ ｌ ｉ ｔ ｙ ｍａ ｎ ａ ｇ ｅ ｍ ｅ ｎ ｔ ， ｐ ｒ ｏ ｇ ｒ ｅ ｓ ｓ ｃ ｏ ｒ ｌ ｔ ｒ ｏ ｌ ａ ｎ ｄ ｐ ｒ ｏ ｊ ｅ ｃ ｔ ｃ ｏ ｏ ｒ ｄ ｉ ｎ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ． Ｉ ｔ ａ ｌ ｓ ｏ ｇ ｉ ｖ ｅ ｓ
汽 水 分 离 器 及 其他 内件 组 成 。ＭＳ Ｒ简 体 设计 的组织 机构 ，做到 发现 问题 时 能及时 找到沟 通 压 力为 １ ． １ ５ ＭＰ ａ ，属 于 二 低压 容 器 ；一 级 再 热 解决 的有效方法 。 器换 热面 积为２ ７ ５ ２ ｍ ／ 台 ，二级再 热 器换热 面 管 ，属于换 热压 力容 器 。
作 为 第 三代 核 电站 ＡＰ ｌ ０ ０ ０ 核 电机 组 常 规 文件 审查 等 多 个环节 进行 全程 监督 …，保 证 对 岛汽 轮 机 系 统 的 主要 辅 助 系统 ，ＭＳ Ｒ通 过 汽 产 品 制造过 程的有 效控制 。 水 分 离 器 、～ 级 再 热 器 、 二 级 再 热 器 对 高 压 ２ ． １ Ｍ Ｓ Ｒ 监造工作准备
核电SA508-3钢在不同冷速下的显微组织
核电SA508-3钢在不同冷速下的显微组织迟露鑫;麻永林;邢淑清;赵勇桃;陈芙蓉;陈重毅【摘要】针对由某公司生产首次应用到核电上的SA508-3钢,采用膨胀法在Gleeble1500D热模拟机上测定了其焊接连续冷却转变的膨胀曲线,结合显微组织和硬度,获得了每个冷速下对应的相变点温度.结果表明,在0.015～0.05℃/s冷速范围内.为高温转变的铁素体和珠光体区,0.1～7℃/s冷速范围内,为中温转变的贝氏体区,20～80℃/s的冷速范围内,为低温转变的马氏体区;随着冷却速度的增大,硬度值也越来越大,0.015℃/s对应的硬度值为199 HV,80℃/s对应的硬度值为546 HV,这为制定合理的焊接工艺提供了依据.【期刊名称】《内蒙古科技大学学报》【年(卷),期】2010(029)002【总页数】5页(P127-131)【关键词】SA508-3钢;冷却速度;相变点温度;显微组织【作者】迟露鑫;麻永林;邢淑清;赵勇桃;陈芙蓉;陈重毅【作者单位】内蒙古工业大学材料与工程学院,内蒙古,呼和浩特,010051;内蒙古科技大学材料与冶金学院,内蒙古,包头,014010;内蒙古科技大学材料与冶金学院,内蒙古,包头,014010;内蒙古科技大学材料与冶金学院,内蒙古,包头,014010;内蒙古科技大学材料与冶金学院,内蒙古,包头,014010;内蒙古工业大学材料与工程学院,内蒙古,呼和浩特,010051;内蒙古科技大学材料与冶金学院,内蒙古,包头,014010【正文语种】中文【中图分类】TG142.1+1SA 508-3钢是一种低碳合金钢,作为核电设备主体材料,在工作状态下要承受射线辐射和热辐射,同时还要承受相当高的压力,工作条件极为苛刻 .近年来,有关核电站主设备用钢的研究开发已引起世界各国的广泛关注,特别是对不同成分的用钢冶炼研究较为深入[1～3],各核电站主设备制造国家根据本国特点,研制出了不同的钢种,如美国的SA 508C1.3钢,法国的 16MND 5钢,德国的20M nM oN i55钢,尽管名称不一致,但都属于SA 508C l.3G钢 .根据我国核电设备服役工作环境的特殊性,某公司生产了首次应用到核电上的SA 508-3钢,因此,为了确定连续冷却条件下的组织转变产物,在 Gleeble1500D热模拟机上,采用热膨胀法研究了其连续冷却过程的相变规律,并结合金相和硬度确立了连续冷却的相变温度点 .试验材料是由中国第一重型机械集团公司研制生产的 SA508-3钢,化学成分如表 1所示,扫描照片如图 1所示,主要是上贝氏体组织,与文献 [4] SA508-3钢 97%的上贝氏体和 3%的M3C和针状M2C碳化物组织相吻合 .SA508-3钢铸态高温应力应变测试,采用凝固法在Gleeble1500D热模拟机上进行,试样尺寸为￠6mm×90mm,在装置内水平放置固定,抽真空后,试样以200℃/s速度加热至奥氏体化温度1300℃,保温1s,再以40℃/s冷却到900℃,保温5s,以0.015,0.025℃/s冷却速度冷却至500℃,以0.05,0.1,0.5℃/s冷却速度冷却至300℃,以1,3,5,7,20,50,80℃/s冷却速度冷却至接近室温,据试验结果确定相变温度 .将加热部位的试样进行取样、磨、抛光和 4%的硝酸酒精腐蚀后,利用 ZEISS蔡司金相显微镜进行组织观察.为了确定硬度值对应的组织类型,分别对原始组织及经过 Gleeble1500D处理试样的金相区域在LEICA显微硬度仪上采用载重 1.96N,放大倍数为500×,测量不同部位的硬度 (边缘和中心),并在同一位置多次测量求平均值 .根据试验测得 SA508-3钢在不同冷却速度膨胀曲线确定各个相变温度点如表 2所示 .SA508-3钢的相变温度表可清楚地反映出过冷奥氏体以不同的冷却速度进行连续冷却的过程中,可能发生的显微组织类型、相变温度值 .从高温到低温存在铁素体转变区、珠光体转变区、贝氏体转变区和马氏体转变区[5].以 0.015～0.05℃/s的冷却速度进行连续冷却时,因冷却速度很慢,先析出铁素体,随着温度降低即发生奥氏体向珠光体转变,当降温到贝氏体开始相变点时,即发生奥氏体向贝氏体的转变,最终得到铁素体、珠光体和贝氏体组织[6].当0.1～7℃/s时,先与贝氏体开始相变温度点相遇,即发生过冷奥氏体向贝氏体转变,当冷却速度再与贝氏体结束相变点相遇,即完成了过冷奥氏体向贝氏体转变;5～7℃/时,冷却与马氏体转变温度点相遇时,发生奥氏体向马氏体转变 .20～80℃/s时,增大了过冷度和相变驱动力,使转变开始温度降低,转变开始的时间也相应缩短,完成了奥氏体向马氏体转变,最终得到马氏体组织[7]. 冷速在 0.015～80℃/s之间,试样的金相表面边缘到中心,同一位置上测量 3次显微硬度,取其平均值,结果如图 3所示 .组织的硬度值由大到小的顺序排列为:马氏体＞下贝氏体＞上贝氏体＞珠光体＞铁素体 .由图 3可知,随着冷速增加,硬度值也不断增大 .在 0.015～0.05℃/s冷速内,随着冷速的提高,过冷度增大,铁素体晶粒越来越细小,发生共析转变,珠光体的量增多并有碳化物析出,硬度增加;在0.1～7℃/s冷速内,贝氏体生成,且随贝氏体形成温度的降低,贝氏体中铁素体晶粒变细含碳量变高,且贝氏体中碳化物尺寸减小,数量增多,其形态也由断续杆状或层状向细片状变化,造成硬度值不断升高;在 20～80℃/s冷速内,过冷度ΔT升高,马氏体转变量增加,而且铁和碳原子的扩散能力极低,先形成的铁素体和贝氏体中的碳含量下降,导致生成马氏体的含碳量越来越高,对应的硬度值最大[8].SA 508-3钢相同的奥氏体化温度下,不同冷却速度得到转变产物的金相显微组织类型如表 3和图4所示 .由图 4可以看出,0.015℃/s冷速控温到500℃,奥氏体还未完全转变为铁素体组织,断电后,冷速加快,富碳的奥氏体发生部分的分解或转变,铁素体和 (M-A)岛析出,无珠光体组织,如图 4 (a).冷速为0.025℃/s时,除了粒状贝氏体和条片状铁素体生成外,还有细小珠光体组织,0.025℃/s的冷速对形成珠光体来讲,过冷度较大,形核率很高,而且碳原子还可以长程扩散,形成较多的条片状铁素体,使奥氏体中更容易富碳,较快达到共析转变,析出较多的细小珠光体片组织,如图 4(b).图 4 (c)～(d)分别是典型的粒状贝氏体和羽毛状贝氏体组织[9].图 4(e)为贝氏体、板条马氏体和少量的残余奥氏体组织 .因为在冷却过程中,到贝氏体转变低温区后原子很难扩散,发生了无扩散的马氏体转变,不断富集碳的奥氏体越来越稳定,形成了残余奥氏体组织 .图 4(f)为下贝氏体和上贝氏体组织 .该冷速经过贝氏体转变的高温区时,在晶界处贝氏体铁素体先析出,富碳奥氏体析出碳化物,形成上贝氏体,随着温度的降低,经过贝氏体转变的低温区,下贝氏体在奥氏体晶内形核,长大成片状[10].图 4 (g)～(h)冷速快,碳原子和铁原子扩散受抑制,发生无扩散马氏体相变,生成板条状马氏体,由于马氏体量的增加依靠不断产生新的马氏体片,而不是靠原有马氏体片的长大,意味着转变不完全就会有残留奥氏体.(1)SA 508-3钢在不同冷速下的相变温度点表明:0.015～0.05℃/s的冷速范围为高温转变的铁素体和珠光体区,0.1～7℃/s的冷速范围内为中温转变的贝氏体区,20～80℃/s的冷速范围为低温转变的马氏体区.(2)获得完全铁素体和珠光体组织的临界冷却速度为0.05℃/s,生成全部是马氏体组织的临界速度是20℃/s,这为制定合理的焊接工艺提供了依据.(3)随着冷却速度增加,硬度值越来越大, 0.015℃/s对应的硬度为199 HV,80℃/s 对应的硬度为546 HV.【相关文献】[1] Seifert H P,R itter S,Environm entally-assisted cracking behavio r in the transition region of an A lloy182/SA 508 C l.2 dissim ilarm etalweld joint in sim u lated boilingwater reactor norm alwater chem istry environm ent[J].Journal ofNuclearMaterials.2008,(378):197-210.[2] Kim Sangho,Im Young-Roc,Effectsof alloying elem entsonm echanicaland fracture p ropertiesof basem etals and sim u lated heat-affected zonesof SA 508 Steels[J].M etallurgical and M aterials Transactions,2001,(32):903-911. [3] Kim JT,Kwon H K,Imp rovem entof impact toughnessof the SA 508 c lass 3 steel fo r nuc lear p ressure vessel through steel-m aking and heat-treatm ent p ractices[J]. Nuclear Engineering and Design,1997,(174):51-58.[4] 余汉松.CSP低碳钢过冷奥氏体的连续转变[J].材料热处理,2007,36(14):33-35.[5] M intzB.The Influence of composition on the hotductility of steeland to the p rob lem of transverse Cracing[J].ISIJ International,1999,39(9):833-855.[6] 蔡连重,刘恩清.核电用 508-3钢气割热影响区组织及对性能影响的试验研究[J].一重技术,1998,3:65-69.[7] 陈红宇,杜军毅,等.合金元素对A 508-3钢平衡相转变相析出的影响[J].大型铸锻件,2008,(3):4-7.[8] W u SEQ,Han E H,KeW.Effects of dynam ic strain aging on m echanical p roperties of SA 508c lass 3 reacto r p ressure vessel steel.Sp ringer[J],2009,(25):1-8.[9] Kim JH,Yoon E P.Notch position in the HAZ specim en of reacto r p ressure vessel Steel[J].Journal of Nuc lear M aterials,1998,(257):303-308.[10] Kim Sangho,Kang Suk Young.Correlation of theM icrostructure and Fractu re Toughness of the Heat-A ffected Zonesof an SA 508 Steel[J].M etallurgical andM aterials Transactions,2000,(31):1107-1117.。
AP1000三代核电吊篮上筒体组件制造矫形工艺
电技 术，与 二代 核电技 术的代 表一中 国改 进型压 水
堆核电技术 ( Chi na I mpr oved Pr e ssur i zed Wat er Rea ct or ，CPRl 000) 相比，第i 代APl 000核电技术有 了革新型 的变化。
1核岛主设备
第二 代核电 技术是 20世纪 70、 80年代 设计的 ，
Ke y wor ds ：API 000 ；r eact or ves sel i nt er na l ；u pper cor e bar r el ；r epai r met hod of wel di ng de f or mat i on
三门1#核电机组是我国第一个非能动先进压 水堆( Advance d Pa ss i ve Pr e ss ur i z ed Wat er Cool ed Rea ct or ，APl 000) 核电技术国产化依托项目。作为 APl 000型的核反应堆堆内构件重要组成部分，吊篮 筒体 在我国 尚属 首次制 造。此 部件由 上海 电气核 电 设备有限公司( 简称上核公司) 负责承制。APl 000核 电技 术是我 国引 进的目 前世界 上最先 进的 第三代 核
AP 1 000 Nucl ear Reac t or Upper Cor e Ba r r e l
WANG Ti anxi ong，J I ANGCa i l i n，ZANG Youp eng
( Shanghai El ect r i c Nucl ea r Power Equi pment Co．，Lt d．，Shang hai 201306， Chi na)
收稿日期：201 3—0 3一1 3 作者简介：王天雄( 1986一) ，男，本科，助理T程师，主要从事第i 代核电制造技术T作，
AP1000核设备照片
E.设备制造20110801海阳核电RV筒体组焊后图片海阳1号机SGA下部筒体#1汽轮机高压转子继续粗车外圆海阳核电1号机RV底封头海阳核电1号机RV上筒体目前由韩国斗山重工承制的海阳核电1号机组压力容器制造进展顺利。
9月16日，海阳核电1号机组压力容器顶盖CRDM J型焊缝焊接及打磨完成，开始进行PT检查。
CRDM J-Groove焊缝焊接及打磨完成后的海阳核电1号机组压力容器顶盖与此同时，压力容器最终筒体堆芯支撑块（Core Support Pad）的精加工和尺寸检查均已完成。
正在进行堆芯支撑块精加工的海阳核电1号机组压力容器最终筒体在J型焊缝PT检查完成后，将进行O型密封圈的安装，然后顶盖与最终筒体将一起进行水压试验。
目前预计水压试验在9月23日进行。
公司驻斗山监造人员将密切关注压力容器制造过程，并实时向公司反馈设备制造进展情况。
9月8日，由中国二重（德阳）承制的海阳核电1号机组压力容器支撑(安全一级、抗震Ⅰ类)顺利完成制造，即将发往海阳现场。
AP1000压力容器支撑结构复杂、焊接工作量大、焊后极易变形，这对设备的制造进度带来很大影响。
公司驻二重监造人员通过对前面机组支撑制造中不符合项进行分析研究和分类，就其中重要的不符合项一一督促厂家采取改进工艺和加强人员培训等有效的对应措施，并密切监督了以上措施的实施过程。
通过以上工作的开展，大大地减少和避免了同类问题在海阳核电1号机组压力容器支撑上发生，保障了海阳压力容器支撑制造质量和进度。
压力容器支撑的顺利制造完成，为压力容器按时就位这一重大节点的实现打下了坚实的基础。
（图：刘昇）9月9日，海阳核电1#核岛安注箱A（PXS-MT-01A）成功吊装引入，标志着海阳核电1#机组两台安注箱的吊装引入工作全部完成。
后续还将进行设备定位调整、二次灌浆、设备维护等工作，以保证安注箱就位的准确性及保护的完整性。
AP1000核电站每台机组配备2台安注箱，是安全C级、抗震I类设备，设备净重约40T/台。
AP1000核电厂爆破阀剪切盖锻件的超声检测
试验研究Nffl D O I：10.11973/wsjc202105003AP1000核电厂爆破阀剪切盖锻件的超声检测聂凯，付千发，蔡家藩(中核武汉核电运行技术股份有限公司浙江分公司，海盐314300)摘要：爆破阀通过电信号引爆炸药执行阀门开启的功能，其下部的剪切盖为不锈钢锻件。
剪切盖锻件在长期高温、高压、辐照的在役条件下，内外表面可能出现裂纹等危险性缺陷。
根据剪 切盖锻件的结构特点，研究了相控阵超声和超声表面波检测相结合的超声检测工艺，并通过现场应 用，验证了该工艺的可行性，可供同行参考。
关键词：爆破阀剪切盖锻件；裂纹；超声检测中图分类号：TG115.28 文献标志码： A 文章编号：1000-6656(2021)05-0008-04 Ultrasonic testing of shear cover forging of blasting valve in AP1000 nuclear power plantNIE Kai,FlI Qianfa.CAI Jiafan(Zhejiang Branch of CNNC Wuhan Nuclear Power Operation Technology Co., Ltd., Haiyan 314300, China)Abstract：The blasting valve performs its valve opening function by detonating explosives through electrical signals. The lower shear cover of the blasting valve is a stainless steel forging. Under the condition of long-term high temperature, high pressure and irradiation in service, cracks and other dangerous defects may appear on the inner and outer surfaces of shear cover forging. Based on the structural characteristics of the shear cover, the ultrasonic testing technology combining ultrasonic phased array and ultrasonic surface wave detection was studied.Through the field application* the feasibility of the ultrasonic testing technology is verified, which may provide reference to other people working in the same field.Key words： blasting valve shear cover forging；crack；ultrasonic testing爆破阀是第三代核电技术A P1000转让及国产 化的关键设备，其工作原理为利用电信号引爆炸药，产生巨大的能量，快速冲击以剪断下部的剪切盖，使 阀门打开。
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１ ５ 热处理 ．
锻件 在 锻 造 后应 进 行 锻 后 热处 理 ，热处 理 前
应 充分 冷 却 以保证 锻件完 成奥 氏体相变 。锻后 热处
Hale Waihona Puke 理包 括正 火 和 回火 两 个 阶段 。正 火 的温度 为 ８０ ９～
９ ０℃ ，保温 足够 时 间后 空冷 或炉冷 。回火 的温度 ８
性 能 及 使 用 寿 命 影 响大 。而 且 由于 其 制造 周 期 很
调 质 热 处理 结 束 后 ，经买 方 允许 后 进 行 的任
产 的 全 过 程控 制 ，以确 保 锻件 的质 量 满 足 相 关 标 何 热 处理 也 必须 记录 在 ＣＭ ＴＲ中 。锻 件 最 终是 以 准 和 采 购 技术 文 件 中的 要 求 。 由于 核 岛 主设 备 大 奥 氏体 化 ，淬火 加 高温 回火 的状 态供 货 。
多 属于 核 一 级设 备 ，按 照ＡＳ Ｅ 锅 炉及 压 力容 Ｍ 器规 范 第三 卷 ＮＢ－ ６ ０ ２ ０ 的要 求 ，制 造厂 的质量 体 系必 须 满足 ＡＳ Ｅ （ 炉及 压 力容 器 规 范 》第 Ｍ （ 锅 三卷 Ｎ ＣＡ－３ ０ 金属 材 料供 货 组 织 的质 量 体 系 ８０
下进行 回火 ，加 热温度 不低 于６ ５℃ ，保 温时 间按 ３ 照最 大壁厚 处 计算 ，每５ ０ｍｍ至 少为 １ｈ，然后 空
的冲 击 很 大 。因此 ，做 好 核 岛 主 设备 大 锻 件 的 监
造 极 为 重要 。本 文通 过 对ＳＡ５ ８ 钢 锻件 制 造 过 ０ －３
照西屋 公司 的设 备设 计 规格 书 中 的要 求 ，ＡＰ ００ １ ４ 锻 造 １０ ． 反应 堆 压 力 容器 采用 Ｓ ０ Ｇｒ ３ Ａ５ ８ ． Ｃ１ １ 种 ， ．钢 锻 件 应 在 具 有 足 够 能 力 的压 机 上 进 行 热 加 蒸 汽发 生 器 采用 ＳＡ５ ８ ０ Ｇｒ３ ． Ｃ１２ ．钢种 。实 践 工 ，并且 应 使 锻 件 全截 面 承 受 热 加 工 。钢 锭 的 头
长 ，一 旦 在 制 造 后期 出现 问题 ，对 设备 制 造 周 期
为６０ ９ ０ ～６０℃，保 温足够 时 间后 空冷或 炉冷 。 锻件在 预 ＵＴ 束后 ，须进 行调 质热 处理 （ 结 淬 火 ＋ 温 回火 ），淬火 的加 热温度 为８０ ２ 高 ７ ～９ ０℃ ， 保 温足够 时间后在水 中急 冷 ，淬火 后在亚 临界 温度
配 比 、冶 金 质量 精 细控 制 技 术 （ 纯净 度 和 均 匀 如
度 控 制 ） 、最 佳 热加 工工 艺 和 最 佳 热处 理 工 艺 等 方 面 仍 有 欠 缺 。 因 此 ， 国 内ＳＡ５ ８ 钢 特 大 锻 ０ －３ 件 的 质量 稳 定 性 尚存 在 不 足 。 由于 大 锻 件 是 核 岛主 设 备 的关 键 原材 料 ，其 质量 状 况对 设 备 安 全
速度 以及 淬 火 时 的相 变 完 成 温 度 和淬 火 结 束 时 的
１ 制 造
１ １ 质 量保 证文件 ．
锻件 制造 厂 在 生 产之 前 要 制 订 出详 细 的 质量 保 证 文 件 ，通 过 这 些 文 件 的 执行 和使 用 对 锻 件 生
锻 件 温 度 等 均 应被 记 录 在 经 鉴 定 的材 料 试 验 报告 （ ＭＴＲ，Ｃ ｒｉｅ ｔｒａ Ｔ ｓ ｐ ｒ）中。 Ｃ ｅｔ ｄＭａｅｉｌ ｅｔＲｅｏｔ ｉ ｆ
表 明 ，大 型 核 容器 锻 件 的制 造 所 要 求 的 工艺 水 平 尾 （ 口、水 口 ）应切 除足 够 的钢 块 ，以便 将 缩 冒 很高 ，我 国试 制 和 生产 Ｓ ０ —３ 已有 ３ 多年 历 孔 和 过分 偏 析 部 分 尽量 去 除 （ 购 技 术 文件 中规 ８ 钢 Ａ５ ０ 采 史 ，但 是 ， 目前 在该 钢 种 大 吨位 的 最佳 化 学 成 分 定 了最小 切 除量 ）。锻件 的锻 压 比不小 于 ３ ５ ．。
工 尺 寸 ） 、锻 件 淬 火 尺寸 、承 受 最 大 应力 的面 以
日本 工业 标 准的ＳＦ ＶＶ３ 、法 国标 准Ｒ ＣＣ Ｍ 的 及力 学性 能 取样 的部 位等 。 钢 —
１Ｍ ＮＤ５ 以及 我 国在 ２ 世 纪 ７年 代 研 制成 功 的 １ ３ 熔炼和浇铸 ６ 钢 ０ ０ ． ２ Ｍｎ Ｎｉ ０ Ｍｏ Ｎｂ （ ２ １ ）等 ，以上钢 种 的主要 成 Ｓ７钢 该钢 种 一 般 用碱 性 电炉进 行 冶 炼 ，也可 用 能
分 大 致相 同 ，性 能相 近 。 够 保 证质 量 的其 他 相 当 或更 好 的工 艺 冶炼 。为 了 ＡＰ Ｏ０ 电机 组按 照ＡＳ 锅 炉及 压力 容 除 掉 钢 中的有 害气 体 （ 别 是 氢 ） ，对 熔 炼 的 钢 Ｉ０ 核 ＭＥ 特 器 规 范 １ ９ 年 版 ￣ ２ ０ 年版 补 遗 进 行建 造 。按 水必 须在 浇铸 前 或浇 铸 时进行 真 空处理 。 ９８ １００
程 中 的技 术 要 点 和难 点 的概 括 总 结 ，力 求 分 析 出 该 钢 种 的 锻 件在 制造 过 程 中的 质 量 关注 重 点 ， 以
便在 监 造过 程 中能 更好地 监 督锻 件 的制 造质 量 。
冷或炉冷 。 热处 理 的 加 热温 度 、保 温 时 间 、 加 热和 冷 却
Ｃ ＨＩ ＮＡ ＮＵ ＣＬＥＡＲ ＰＯ Ｗ ＥＲ
箭 制 第４ 第３ ２ １年９ 卷 期 ０ １ 月 逃
殳 中 国 核 电 ｝
各 国核 电站 压 力 容 器 制 造 也 大 都 采 用 与 之 类 似 在 锻件 图上 应 标 明锻件 的 交货 尺 寸 （ 终 的精 加 最
的钢种 ，例如 德 国 电站联 盟 的２Ｍ ｎ Ｏ ５钢 、 ０ Ｍ Ｎｉ５