有限次返修对核电站波动管焊缝及热影响区力学性能的影响

发布时间：2024-02-21 14:28

　　文中以对核电站稳压器波动管焊缝为研究对象,对其进行了3次焊接返修试验,并对返修前后焊缝及热影响区理化试验结果进行了对比。结果表明,3次及3次以内返修,不会导致波动管焊缝及热影响区力学性能指标下降至标准要求值之下。

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【部分图文】：

图1CPR1000核电站波动管示意图

核电站波动管连接稳压器和主管道，稳压器又称为容积补偿器，作用是补偿一回路冷却水温度变化引起回路水容积的变化和调节一回路系统冷却剂的工作压力，以防止一回路系统设备由于压力过高损坏或由于压力过低造成堆内冷却剂产生容积沸腾，而引起燃料棒过热烧毁的事故。当主回路内工作压力出现异常变化时，....

图2焊缝及热影响区的微观金相

宏观及微观金相均未发现缺陷及异常组织，加速晶间腐蚀试验也未发现晶间腐蚀裂纹，如图2所示。2.2结果分析

本文编号：3905551