核电压力容器J型坡口自动焊接

大型压力容器全方位自动焊接施工工法大型压力容器全方位自动焊接施工工法一、前言随着工业领域的不断发展，大型压力容器在化工、航天、核能等领域得到了广泛应用。

在传统的压力容器施工中，焊接是一个关键环节，但传统手工焊接存在效率低、质量不稳定等问题。

为了提高施工效率和质量，并减少人为因素对施工结果的影响，大型压力容器全方位自动焊接施工工法应运而生。

二、工法特点大型压力容器全方位自动焊接施工工法具有以下特点：1. 提高施工效率：采用自动焊接技术，可以大大提高施工的速度和效率，节约人力成本。

2. 保证焊接质量：自动焊接工艺能够确保焊缝的一致性和均匀性，避免质量问题的发生。

3. 减少变形：自动焊接过程中，可对需要焊接的构件进行精确的定位和固定，减少因热变形引起的不良效应。

4. 节约材料：自动焊接工艺能够减少焊接材料的浪费，提高资源利用率。

5. 安全环保：自动焊接工艺能够减少焊接过程中的废气、废水和噪音等对环境的污染，提高施工安全性。

三、适应范围大型压力容器全方位自动焊接施工工法适用于各种类型的大型压力容器，包括球形容器、壳程容器、管束容器等。

四、工艺原理大型压力容器全方位自动焊接施工工法的工艺原理主要包括施工工法与实际工程之间的联系和采取的技术措施。

通过精确的工艺参数调控和设备操作，实现焊缝的全方位自动焊接。

工法通过提前对焊接路径进行设计和规划，然后根据工艺要求进行焊接设备和材料的选择。

通过对焊接路径进行全方位的控制，确保焊接过程的稳定性和焊接质量的可靠性。

五、施工工艺大型压力容器全方位自动焊接施工工法的施工工艺主要分为以下几个阶段：1. 准备阶段：包括焊接工艺参数的确定、设备和材料的准备就绪。

2. 定位固定阶段：确保工件的准确定位和固定，以保证焊接过程的稳定。

3. 焊接阶段：按照事先设计和规划的焊接路径进行自动焊接，采用适当的焊接方法和技术措施。

4. 检测与修磨阶段：对焊接后的焊缝进行检测，并进行必要的修磨处理，以保证焊缝的质量和外观。

核反应堆压力容器主要焊接方法汇报人：2024-01-06•焊接方法概述•主要焊接方法介绍•焊接工艺参数与控制目录•焊接质量检测与控制•焊接安全与环保01焊接方法概述焊接是通过加热或加压，或两者并用，使两个分离的物体产生原子间结合的方法。

焊接定义焊接具有强度高、密封性好、工艺灵活、便于制造等优点，广泛应用于各个领域。

焊接特点焊接的定义与特点0102焊接在核反应堆压力容器中的应用在核反应堆压力容器的制造中，焊接主要用于各部件的连接和密封，要求焊接接头具有高强度、高密封性和耐腐蚀性等特点。

核反应堆压力容器是核电站中的重要设备，需要承受高温、高压和放射性物质，因此焊接是制造该设备的关键技术。

焊接技术的发展趋势焊接技术的发展趋势主要包括提高焊接效率、改善焊接接头质量、发展新型焊接方法和焊接自动化等方向。

随着科技的不断进步，焊接技术将不断革新和完善，为制造业的发展提供更加先进的技术支持。

02主要焊接方法介绍该方法适用于各种金属材料，如碳钢、不锈钢、铝、铜等，具有较高的焊接效率和较低的焊接成本。

熔化极气体保护焊的优点在于焊接质量稳定、操作简便、适应性强，广泛应用于核反应堆压力容器的制造和维修。

熔化极气体保护焊是一种常用的焊接方法，通过熔化电极和母材，利用气体保护熔池不受空气影响，从而实现连接。

熔化极气体保护焊非熔化极气体保护焊非熔化极气体保护焊是一种利用非熔化电极和气体保护进行焊接的方法。

该方法主要适用于高合金钢、不锈钢等材料的焊接，具有较高的焊接速度和较低的焊接成本。

非熔化极气体保护焊的优点在于焊接质量稳定、操作简便、适应性强，广泛应用于核反应堆压力容器的制造和维修。

埋弧焊埋弧焊是一种利用电弧热能将焊缝金属熔化并利用颗粒状焊剂覆盖在电弧周围进行焊接的方法。

埋弧焊的优点在于焊接质量稳定、操作简便、适应性强，广泛应用于核反应堆压力容器的制造和维修。

钨极惰性气体保护焊是一种利用钨电极和惰性气体保护进行焊接的方法。

核电站核岛焊接工艺评定：反应堆压力容器接管与安全端异种材料焊接1 反应堆压力容器接管与安全端焊接工艺说明1.1在电站反应堆压力容器、蒸汽发生器和稳压器的结构设计中，都有进、出水接管与安全端的焊接接头。

接管一般采用Mn-Mo-N型低合金高强度钢SA508Gr3Cl2钢制造，而安全端与反应堆冷却剂管道相连，均采用316L或304L奥氏体不锈钢制造。

1.2为确保这种异种钢接头具有良好的力学性能，避免在接头中出现危险性缺陷，故采用先在低合金钢接管端部堆焊8～10mm厚的镍基合金作为隔离层，经消除应力热处理后加工成焊接坡口,然后与不锈钢安全端用镍基合金焊材焊接，焊后不再进行热处理。

1.3在接管端部堆焊镍基合金隔离层可选用多种焊接方法，如手工焊条电弧堆焊，窄带极埋弧堆焊，加填充丝钨极氩弧堆焊。

堆焊时，为了控制堆焊层被稀释的程度，必须限制焊接热输入量，适当降低预热温度，防止热裂纹产生。

1.4目前国内外常用的镍基合金堆焊焊条有ENiCrFe-3和ENiCrFe-7，氩弧焊焊丝有ERNiCr-3和ERNiCrFe-7，埋弧焊焊带有EQNiCr-3和EQNCrFe-7。

一般选用的焊条直径为Φ3.2和Φ4 mm，焊丝直径为Φ0.9mm、Φ1.2mm和Φ1.6mm,焊带规格为30×0.5mm和60×0.5mm。

1.5接管与安全端的对接焊,根据不同的坡口形式，通常采用以下几种焊接工艺：a）手工氩弧焊加填充丝打底，再用焊条电弧焊焊接，该工艺能保证焊缝根部质量，不必去除焊根。

b）焊条电弧焊直接焊接，但焊缝根部质量较难保证，必须进行机械加工去除焊根。

c）先自动氩弧焊不加填充丝封底，然后自动氩弧焊加填充丝直接焊接。

采用此方法一般以工件固定进行横焊或全位置焊接。

1.6 接管与安全端对接焊同样采用镍基合金焊接材料,氩弧焊填充丝一般采用ERNiCr-3、ERNiCrFe-7，如Inconel 82、Inconel 52等，与隔离层堆焊材料类别相同。

载荷试验结果表明：不同成孔方式、不同填料挤密处理后，复合地基承载力和模量均可满足工程与试验区设计要求，差异性不明显。

在设计荷载作用下，素土挤密桩单桩复合地基（沉管和预成孔）沉降量一般为3.380～5.940mm，灰土挤密桩单桩复合地基（沉管和预成孔）沉降量一般为5.790～7.14mm，刚性桩单桩复合地基沉降量一般为1.505～3.077mm，刚性桩单桩沉降量一般为0.597～1.194mm。

四、结论1.采用沉管挤密方法处理的A 区和B 区，质量明显好于采用采用预成孔夯扩挤密方法处理的C 区和D 区。

而在相同成孔工艺和相同夯实方法条件下，采用三七灰土填料处理的地基较采用素土填料处理的地基，均匀性好，离散性低。

2.桩间土的静力触探测试与桩体土的标准贯入测试指标综合比对表明，沉管成孔挤密的A 区处理效果最好，B 区次之，预钻孔成孔挤密的C 区最差。

3.钻孔抽芯结果表明，素混凝土刚性桩成桩桩长8.60m，满足设计要求。

桩体芯样绝大部分材质均匀，结构密实。

桩体局部灌注有缺陷，芯样混凝土不密实，存在较明显的蜂窝现象。

4.沉管挤密效果和成桩直径主要取决于成孔挤密作用，夯锤在桩孔填料夯实过程中的再挤扩作用不明显。

预成孔夯扩挤密效果和成桩直径主要取决于夯扩作用，与夯填质量控制、夯锤的夯击能量、桩孔周边土的工程性质差异等诸多因素有关，成桩直径可控性较差。

5.本试验地基处理的目的是消除湿陷性，降低压缩性，提高地基土的承载性能。

试验区检测表明，四种处理方案均可达到降低压缩性和提高承载力的效果，在满足工程设计要求的条件下有较大的安全性。

而沉管挤密在消除湿陷性、增大密实程度、提高桩间土挤密系数方面，效果更为明显，且稳定性、均匀性均优于预成孔夯扩挤密工艺，因此，建议本工程采用沉管挤密法施工。

◎王卓（作者单位：中交武汉港湾工程设计研究院有限公司）J型坡口自动密封焊工艺研究一、引言核反应堆压力容器制造过程中，半球形封头与RPV 控制棒驱动机构管座（CRDM ）相贯形成的空间曲线称为J 形坡口焊缝，由于J 形坡口的隔离层堆焊部分与密封焊部分所采用的焊接材料均为镍基合金，易产生热裂纹和再热裂纹。

反应堆压力容器J型坡口焊缝自动超声检测工艺研究和结果分析反应堆压力容器是核电站中至关重要的设备之一，其安全性直接关系到核电站的安全运行。

而压力容器的焊接质量则是影响其安全性的重要因素之一。

J型坡口焊缝是压力容器中常见的焊接接头类型，其焊缝的质量直接关系到整个压力容器的安全性。

对J型坡口焊缝进行自动超声检测工艺研究和结果分析具有重要的意义。

一、J型坡口焊缝自动超声检测工艺研究1. 超声检测原理超声检测是利用超声波在材料中的传播特性来检测材料内部缺陷的一种无损检测方法。

其原理是利用超声波在不同密度材料中的传播速度不同来检测材料内部的缺陷，如气孔、夹杂物、裂纹等。

2. J型坡口焊缝特点J型坡口焊缝是一种在压力容器制造中广泛采用的焊接形式，其特点是焊缝宽度较大、变形较大、结构复杂，因此在焊接过程中容易产生气孔、夹杂物、裂纹等缺陷。

3. 自动超声检测工艺研究针对J型坡口焊缝的特点，研究人员对自动超声检测工艺进行了深入研究。

首先针对焊缝的特点设计了适用于J型坡口焊缝的超声探头，其次对超声波的发射和接收进行了优化，并结合机器视觉系统对焊缝进行了精确定位。

利用成像处理技术对焊缝的超声波信号进行分析，并建立了自动超声检测系统，实现了对J型坡口焊缝的自动化检测。

二、结果分析1. 自动化检测系统性能评估经过一系列的工艺优化和系统建设，研究人员成功地建立了一套适用于J型坡口焊缝的自动超声检测系统。

该系统在实际生产中的应用效果显著，有效地提高了焊缝的检测效率和准确性，大大降低了人工检测的误判率，并且能够对焊缝的内部缺陷进行精确定位和分析。

2. 检测结果分析通过大量的实验数据分析发现，自动超声检测系统对J型坡口焊缝的检测精度高，能够有效地检出焊缝内部的缺陷，对焊缝的内部结构进行清晰的成像，能够发现并分析焊缝的缺陷类型、大小和位置。

该系统的建立对于提高J型坡口焊缝的质量，保障压力容器的安全运行具有重要意义。

三代核电反应堆压力容器结构对比通过对国外核电技术的引进、消化和创新，我国核电已经走上了蓬勃发展的道路，目前我国主要建造的核电厂以三代核电为主。

主要分为CAP1000、AP1000和华龙一号等堆型，而其中反应堆压力容器是安置核反应堆并承受巨大运行压力的密闭主容器。

文章对比了以上几种堆型的反应堆压力容器结构特点，并分析了其中的优缺点。

标签：压力容器；AP1000；华龙一号1 概述我国的核电技术路线是在上世纪80年代确定走引进、消化、研发、创新的道路的。

经过20余年的努力，通过对引进的二代法国压水堆技术的消化吸收，取得了巨大的技术进步，实现了60万千瓦压水堆核电厂的设计能力。

21世纪初，我国又引进了目前世界上最先进的三代核电技术AP1000，并买断了西屋关于AP1000的技术资料，为形成具有自主知识产权的核电技术创造了条件。

目前我国在建和已经运行的堆型主要是AP1000、CAP1400和华龙一号。

AP1000是美国西屋公司研发的一种先进的“非能动型压水堆核电技术”；而CAP1400是国家核电技术公司吸收消化AP1000技術创新开发出的更大功率的非能动大型先进压水堆核电机组；华龙一号是我国吸收和创新最先进核电技术的产物，目前主要有两种分别是中核集团和中广核集团自主研发的具有完整自主知识产权的先进压水堆核电技术ACP1000和ACPR1000+。

ACP1000是中核集团在CP1000的基础上吸收AP1000核电技术研制的。

ACPR1000+是中广核在推进CPR1000核电技术的同时研发出来的。

反应堆压力容器是安置核反应堆并承受巨大运行压力的密闭容器，也称反应堆压力壳。

本文通过对比以上四种三代核电堆型反应堆压力容器的结构差异，为以后三代乃至四代核电反应堆压力容器设计提供充足的数据支持。

2 结构参数对比2.1 设计总参数如表1为四种堆型的反应堆压力容器的设计总参数，从表中看出，相比于AP1000和CAP1000，华龙一号采用了更高的水压试验压力，体现了更高的安全性，同时采用12根堆测接管以便于放置更多的测量设备来监测反应堆的运行。

反应堆压力容器J型坡口焊缝自动超声检测工艺研究和结果分析【摘要】本文针对反应堆压力容器J型坡口焊缝的自动超声检测工艺进行了研究和结果分析。

首先介绍了超声检测技术的概述，然后分析了J型坡口焊缝的特点。

在此基础上，设计了适用于该焊缝的自动超声检测工艺，并进行了实验结果分析。

通过对影响因素的讨论，得出了相应结论。

研究成果总结显示该工艺具有一定的可行性和有效性，但仍存在一些问题需要进一步完善。

展望未来工作，则是继续深化研究，提高检测精度和效率，以满足日益严格的安全要求。

本研究为提高反应堆压力容器焊缝检测的技术水平提供了重要的参考和指导。

【关键词】反应堆压力容器、J型坡口焊缝、超声检测技术、自动检测工艺、实验结果、影响因素、研究成果、未来工作。

1. 引言1.1 背景介绍反应堆压力容器是核电站中重要的核设备之一，其安全性对核电站的正常运行和人员的生命安全都至关重要。

为了保证反应堆压力容器的安全运行，对其进行定期的检测和监测是必不可少的。

而J型坡口焊缝作为反应堆压力容器中的重要部件，其焊接质量直接影响着整个容器的安全性能。

本文旨在研究反应堆压力容器J型坡口焊缝自动超声检测工艺，为提高检测效率和准确性，保障反应堆压力容器的安全运行提供技术支持。

通过探索超声检测技术在J型坡口焊缝中的应用特点，设计相应的自动检测工艺，并分析实验结果和影响因素，最终总结研究成果，展望未来工作的方向。

1.2 研究目的研究目的是为了探究反应堆压力容器J型坡口焊缝自动超声检测工艺的可行性和有效性，以提高焊缝的质量和可靠性。

通过本研究，我们希望能够解决目前J型坡口焊缝超声检测中存在的问题和挑战，进一步完善自动化检测工艺，提高检测效率和准确度。

我们还希望通过实验结果的分析和总结，为后续的相关研究工作提供参考和借鉴，为反应堆压力容器的安全运行和维护提供技术支持。

通过对J型坡口焊缝自动超声检测工艺的研究和优化，我们能够为核电行业的发展和安全保障做出积极贡献，确保反应堆的运行稳定和可靠性。

“华龙一号”反应堆压力容器关键焊接技术邹国伟,王伟波（中广核工程有限公司，广东深圳518124）摘要：核反应堆压力容器是核电站唯一不可更换的核心设备，承受高温、高压、强辐射，设计标准规格高、制造工艺难度大、质量控制要求严，而关键焊接技术直接影响设备的质量及制造进度，不仅与核电站建设、运营的经济效益息息相关，更是核安全的基石，甚至影响国家安全。

通过对“华龙一号”RPV 关键焊接技术的特点及典型质量问题的分析，对焊接工艺、技术的研究，优化以及工程实践，显著提升了“华龙一号”RPV 的焊接质量，同时大幅缩短制造工期、节约工程成本，对后续“华龙”RPV 的制造提供了宝贵的技术积累和工程经验。

关键词：华龙一号；反应堆压力容器；焊接技术；工艺优化；质量中图分类号：TG40文献标志码：C 文章编号：1001-2303（2020）12-0065-09DOI ：10.7512/j.issn.1001-2303.2020.12.14本文参考文献引用格式：邹国伟，王伟波.“华龙一号”反应堆压力容器关键焊接技术[J].电焊机，2020，50（12）：65-73.收稿日期:2020-08-15作者简介:邹国伟（1982—），男，本科，工程师，主要从事核电及特种设备焊接的研究。

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0前言核电是人类迄今为止设计的最为复杂的能源系统，它利用核聚变或核裂变产生的巨大能量进行发电，是目前已知最清洁、最高效的能源。

核电站主要堆型有石墨堆、压水堆、重水堆、沸水堆，快中子堆、高温气冷堆、钠冷堆等核裂变反应堆以及被称作“人造太阳”的核聚变反应堆。

目前，世界主要建设的民用商业核电站堆型开始由二代加（以法国压水堆CPR1000为代表）发展为三代核电技术，在建机组最多的是中国的“华龙一号”（HPR1000）以及美国的AP1000堆型。

世界核电主流堆型概况如图1所示。

核电设备质量是核电厂安全的基础。

热丝TIG窄间隙系统的组成摘要：本文对核电压力容器制造过程中使用的热丝TIG窄间隙焊接系统的各个部分进行了介绍。

单台套热丝TIG窄间隙焊接系统主要包括热丝TIG焊接电源、热丝TIG窄间隙焊枪、行走机构、水冷系统、供气系统、送丝系统、集中控制系统及各种接口电路等。

关键词：核电；热丝TIG；窄间隙焊1 引言在核电压力容器制造过程中，涉及到大量的深窄坡口需要使用热丝TIG窄间隙焊接系统，单台套热丝TIG窄间隙焊接系统主要包括热丝TIG焊接电源、热丝TIG窄间隙焊枪、行走机构、水冷系统、供气系统、送丝系统、集中控制系统及各种接口电路等。

2 热丝TIG焊接电源热丝TIG焊接电源是TIG焊接电源和热丝电源的总称，可以是分体式，也可以是集成式。

当前窄间隙TIG焊接系统作为自动化TIG焊接设备的技术典型，焊接电源一般采用高端全数字逆变式焊接电源，要求焊接电流暂载率可达300A@100%，热丝电流暂载率可达100A@100%。

焊接电源与热丝电源之间要有相关控制，例如焊接电流脉冲协同、焊接电源故障协同等，同理，热丝电源也要把焊丝状态检测、故障报警等于焊接电源进行协同，焊接电源和热丝电源的通讯采用数字信号较好。

目前，国内外能够满足焊接电流和热丝电流的电源生产厂家有许多，可以通过采购或专机定制的形式进行引进。

但是，焊接电源和热丝电源在焊接时的相关控制需要进行调研和研究，以便实现焊接电流和热丝电流的最佳匹配，实现稳定的焊接。

3 热丝TIG窄间隙焊枪热丝TIG窄间隙焊枪的厚度一般小于9mm，根据坡口的深度确定窄间隙焊枪的有效焊接深度，焊枪整体进行水冷以防止焊枪受热变形；焊枪表面进行绝缘处理以防止焊枪与工件接触短路损坏焊枪；焊枪具备钨极角摆和送丝角摆功能，可进行钨极静止-送丝静止、同步角摆、钨极角摆-送丝静止等控制，须考虑在同步摇动焊接过程中送丝的速度变化。

热丝TIG窄间隙焊枪上的相关水、电、气的连接需要使用快速插头。

4 行走机构行走机构是指能够提供焊接速度的机构，一般有直线行走机构和圆周行走机构，采用步进电机或交流伺服电机驱动。

核电站压力容器焊接技术上海锅炉厂有限公司邵建明倪国良2005.3核电站压力容器焊接技术1.简介1.1 世界核电发展的历史和现状世界上第一座核电站于1954年在前苏联建成，并以此标志着核能发电开始了商用化的发展历程。

自上世纪50年代以来，美国、前苏联、英国、法国、加拿大、德国、日本等发达国家建造了大量核电站。

特别是上世纪70年代，核能发电经历了快速的发展，到目前为止，核能发电已占全球总发电量的17%左右。

根据2002年12月底的统计，全球核电机组数为577台，总容量为435458MW，其中运行机组为444台，在建机组50台，退役机组83台。

核电运行机组容量前十位的国家分别为美国、法国、日本、德国、俄罗斯、加拿大、韩国、英国、乌克兰和瑞典，部分国家如法国、比利时等，其核能发电比例已占其总发电份额的50%以上。

在发达国家，核电已有几十年的发展历史。

作为一种成熟的能源，核电曾在两次世界能源危机后，为解决能源供应、保障能源安全发挥了重要的作用。

1.2 我国核电的起步和发展1985年我国正式开工建设第一座核电站——秦山核电站，1991年秦山核电站1×300MW机组建成投产。

1994年引进法国技术的大亚湾核电站2×900MW压水堆机组投入商业运行。

2000年，以秦山一期电站为基础，经过改进优化出口巴基斯坦的300MW机组建成投产，使我国成为世界上少数几个能够出口核电站的国家。

目前包括秦山二期核电厂1号和2号机组、岭澳核电厂2台机组、秦山三期核电厂2台机组也已经相继投入商业运行，尚有江苏田湾核电厂2台机组在建。

已运行核电装机容量到现在为止仅占我国总的电力装机容量2%左右，到2005年11台机组投运后，核电装机容量为870万KW，在电力结构中的比例也仅占2.6%左右；中国核电发展20年来，尽管取得了很大的成绩，但在总体发展规划以及技术路线的确立方面走了一条曲折的道路，以至于在设计自主化和设备制造国产化方面均未取得突破性的进展，这对于拥有较雄厚的核工业、电力工业和制造工业基础，拥有较强的核工程研发力量的中国来说，这种发展现状应该说是不理想的。