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I690TT传热管蒸汽发生器模拟体的研制钻机

时间:2022/07/13 14:46:54 编辑:

I-690TT传热管蒸汽发生器模拟体的研制

I-690TT传热管蒸汽发生器模拟体的研制 2011年12月09日 来源: 1引言20世纪90年代以来,我国开始加快发展核电电力,根据国家“适当发展核电”的方针,不仅要引进建设核电站,同时要自主消化设计、制造核电设备,因此,设备国产化、材料国产化至关重要。在这一重大背景下,中国核动力院承担了核电站关键设备——蒸汽发生器的模拟体运行试验任务,并为之准备10年时间而进行论证、摸索,该试验目的是研究国产Inconel换热管与法国Inconel换热管的对比,最后将对国产Inconel换热管能否满足核电站的设计/运行要求下结论。 东方锅炉股份有限公司有幸得到了这一试验模拟体的制造委托权,并被要求严格按照核电制造质保体系运行,整个制造过程也要按照法国RCC-M标准。此前,刚刚完成了广东岭澳核电站3台蒸汽发生器的制造,此合同的实施为进一步检验东方锅炉股份有限公司自行制造核电设备的能力提供了途径。2设计参数及尺寸I-690TT传热管蒸汽发生器模拟体是中国核动力研究设计院四所核岛蒸发器的模拟试验体,是国家核电设备国产化的一个重要研究项目,结构见图1,其主要技术参数如下: 管程设计压力/MPa17.1 壳程设计压力/MPa8.4 管程设计温度/℃34.3 壳程设计温度/℃316 工作压力/MPa15.5(管程)6.71(壳程) 工作温度/℃326.6(管程)282.9(壳程) 管程工作介质H20 壳程工作介质H20,水蒸气 水压试验压力/MPa35.8(管程)14.3(壳程) 焊缝系数1.0 容器类别Ⅲ类压力容器 主体材料SA508-3 16MnR 外形尺寸DN300×4690 总重/kg~3000 该容器属高温高压核电设备,设计制造要求为:GB151-1993钢制管壳式换热器RCC-M 93版压水堆核岛机构设备设计和制造规则3制造工艺及技术分析该产器的整个制造,参照岭澳核电蒸发器制造技术规范及核电探伤检查技术规范,严格按照核质保体系进行,其目的是为了保证产品质量,严格控制过程。3.1制造工艺难点 (1)U型管弯制, (2)管板堆焊, (3)法兰堆焊, (4)管板钻孔, (5)管箱深孔加工, (6)管子管板封口焊, (7)封口焊氦检漏检查, (8)液压胀, (9)水压试验。3.2制造工艺 针对以上技术难点,结合岭澳核电的制造经验,进行认真的分析,合理选择设备,设计制造专用工装工具,科学安排工艺流程和制定工艺参数,最终完成了一个完整的制造工艺方案,为产品的顺利成台打下了实的基础。下面分部件介绍整个制造工艺:3.2.1U型管弯制 U型管材料为Inconel 690管,规格19.05×1.09,弯曲半径R82.5和R109.5,原材料由用户提供国内3个厂家的直管,以对比各个厂家管子的性能。为了控制铁素体污染,特设计制造了防污染弯管模。按照RCCM,U型传热管的成形操作需要进行弯管工艺评定和一系列弯管过程中的检查,弯制后进行热处理。3.2.1.1弯管工艺评定 按用户技术条件和RCC-M相关规定,弯管制品在任何制造操作前,须进行成形工艺评定(弯管工艺评定),其目的是证明所选用的工艺能满足要求的尺寸公差,对材料没有损害,还要了解对于弯管产生的应力水平是否需要热处理。因我们弯制的管子是Inconel690,不完全适用RCC-M规定的奥氏体不锈钢的抗应力腐蚀,仅作参考;另外,我们的所有管束弯曲半径均小于10倍管子外径,故仅作最小弯曲半径的5个弯管。 (1)评定数量:最小弯曲半径R82.5,5只。 (2)过程检查项目: 1)45°、90°、135°弯曲部分的不圆度,按下式: 2)间距公差, 3)弯曲半径, 4)弯曲背部的壁厚(UT检验)。 (3)抗应力腐蚀能力和微观检验。 2个不进行热处理,3个进行热处理,其目的: 两个未进行热处理的作为见证件,检验弯曲部分的应力是否合格,三个进行热处理的弯管作晶粒度测定。3.2.1.2弯管制品检查 按RCCM规定,管束进行弯管制造过程中,必须检验其制造质量。 (1)针对NPIC蒸发器模拟体项目,每一件弯曲均须进行下列检验: 1)45°、90°、135°弯曲部分的不圆度,按下式:

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