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北方站对某核电锻件制造企业的监督报告

北方站对某核电锻件制造企业的监督报告
北方站对某核电锻件制造企业的监督报告

综合性检查报告》的通知

2010-08-11

北核发〔2010〕78号

二重集团(德阳)重型装备股份有限公司:

根据《民用核安全设备监督管理条例》(国务院第500号令)及部门规章(HAF601、HAF602、HAF003),我站于2010年7月12日至14日对你公司承接的CPR1000和AP1000项目反应堆压力容器、蒸汽发生器、主管道等设备锻件制造活动进行了综合性检查,现将检查报告印发你公司。

你公司应采取有效措施,落实检查报告中提出的各项整改要求和核安全管理要求,确保核岛主设备锻件制造质量。

附件:二重集团(德阳)重型装备股份有限公司核安全机械设备制造活动综合性检查报告

二○一○年八月九日主题词:核安全设备制造检查报告通知

抄报:国家核安全局,海南核电有限公司,福建福清核电有限公司,辽宁红沿河核电有限公司,广西防城港核电有限公司,福建宁德核电有限公司,山东核电有限公司,浙江三门核电有限公司,湖南桃花江核电有限公司,中广核工程有限公司,中国核电工程有限公司,国核工程有限公司。

附件:

检查报告

一、检查目的

检查二重集团(德阳)重型装备股份有限公司(以下简称“二重”)承接的CPR1000和AP1000主设备锻件制造活动中,遵守制造许可证条件和国家核安全局管理要求的情况、质量保证大纲实施有效性的情况、制造过程符合标准规范和相关技术条件的情况,以及我站历次检查点检查发现问题和09年我站综合性检查发现问题的整改落实情况。

二、检查依据

(一)《民用核安全设备监督管理条例》(国务院第500号令);

(二)《民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定》(HAF601);

(三)《民用核安全设备无损检验人员资格管理规定》(HAF602);

(四)《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)及其导则;

(五)国家核安全局颁发的相应许可证;

(六)有关标准规范和技术条件,如RCC-M 2000和2002补遗、ASME、技术规格书等。

三、检查活动综述

2010年7月12日至14日,环境保护部北方核与辐射安全监督站对二重进行了核安全综合性检查。检查分为:检查前会议、现场检查、文件检查、记录确认、人员对话和检查后会议。

检查组首先介绍了检查目的与内容,并听取了二重关于CPR1000、AP1000共八个项目涉及反应堆压力容器、蒸汽发生器、主管道等设备锻件的制造活动质

量、生产进度和项目管理的情况汇报。随后,检查组对锻造车间、机加工车间等生产区域进行了现场检查,抽查了核质保体系文件、技术文件和规程、质量记录和有关报告,并就检查发现问题与二重进行了对话。

检查后的会议上,检查组向二重通报了初步检查结果。检查过程形成了经双方签字确认的检查记录单,作为本检查报告的编制依据。

四、检查结论和整改要求

(一)遵守国家安全局管理要求方面

二重按照HAF601的要求上报了相关的制造准备活动开工报告、季报、年报,并按许可范围和许可证条件开展了相关制造活动,2009年至今,国家核安全局北方站对二重进行了7个检查点检查,北方站驻厂办发出2份纠正措施单,二重未向北方站提交检查点发现问题整改落实报告,但现场检查发现二重已制订了纠正措施并进行了相应整改。

本次检查对2009年综合性检查整改情况进行了跟踪,2009年综合性检查报告中提出的核电档案记录管理等问题仍未得以解决,且此次检查仍发现存在锻件检查记录中没有记录每火次的实际锻造比及水冒口切除量,热处理报告中缺少热处理时机记录等。

整改要求:二重应按照HAF601第四十二条要求,针对监督检查发现的问题,采取相应的整改措施,并将整改报告报北方站审查。二重应制造整改措施并严格执行,避免重复发生同类问题。

(二)质保体系运转情况

检查组检查了二重的核质保体系文件,并通过提问、与相关人员对话以及抽查文件记录等方式,对其质保大纲、项目大纲、程序及质量计划的制定、质保组织机构、文件和记录控制、不符合项控制、质量计划实施情况、管理部门审查、质保监查控制和营运单位的监造情况等方面进行了检查。

检查组认为,二重的质保体系运转基本正常,但质保体系的执行过程中尚存在与条例和部门规章不符合、不符合项处理过程不规范以及不能严格按质保大纲执行等方面的不足,检查发现的具体问题与整改要求如下:

1、质保大纲与法规和部门规章存在不符合。

(1) 现行《民用核安全设备制造质量保证大纲》(EZ(GF)/GW07.05-2009, 6/0)中缺乏有关上报年报、季报的相关规定,同时对不符合项上报的规定与国家核安全局89号文之规定也存在不符合之处,二重在主管道制造资格申请过程中,已经对上述问题做了修改,但目前尚未正式发布。

(2) 《AP1000蒸发器及压力容器锻件质量保证大纲》(AP100000007001,C 版)存在下述问题:

大纲中对R点的定义为审核点,与HAF601第四十八条规定的“记录确认点”不符合。

大纲3.1“外部接口的控制”规定“项目经理负责所有对外的接口工作”,与目前实际的运作模式不一致,如对国家核安全局的接口实际上由质量部负责等,应进行修改。

大纲第8章3.4“接受检验”中,缺少对服务验收的相关规定,与NQA-1-1994第一部分7S-1第8条规定不符合。

大纲第18章3.5中,关于永久性记录和非永久性记录的规定与HAD003-04《核电厂质量保证记录》附录1规定不符合,如永久性记录中缺少采购技术规格书,非永久性记录中缺少热处理程序等,应结合HAD003-04以及NCA4134-17附表1和2进行修改。

(3)检查发现《民用核安全设备制造质量保证大纲》以及《设计转化控制程序》中对外来文件以及提交外部的文件的变更控制规定过于简单,建议在相关文件中对外部文件以及提交外部审查的文件的变更做出详细的规定。

整改要求:二重应尽快发布修改后的质保大纲,同时应对项目大纲进行修改,并提交我站审查;建议二重根据近年来执行核电项目所积累的经验,对核电质保体系进行细化,固化相应的成果和经验,如核电项目的管理、不符合项的管理、纠正措施的管理、质量趋势分析的管理等。

2、未严格按照项目质量保证分大纲的要求执行情况,不满足HAF601第二十一条“民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位应当按照项目质量保证分大纲的要求,对所有过程进行控制,并对发现的问题进行处理和纠正。”的要求。

检查发现,二重在AP1000项目上编制了项目质保大纲,且项目大纲中所引用的程序皆为ASME取证所建立的程序文件,但二重实际执行AP1000项目时,存在未严格按ASME核电项目质保体系执行的情况,例如所采用的记录表格并不是ASME核质保体系中所规定的记录表格等,应严格按照建立的项目质保大纲及程序文件执行有关项目。

整改要求:二重应对目前所执行的AP1000项目进行清理和整顿,同时应结合工厂实际情况,对项目质保体系进行完善,确保项目质保体系的可行性和有效性,确保严格按照项目质保大纲执行AP1000项目,并对其他项目进行自查。

3、质保人员配备不足,与HAF003 1.1.6“对要完成的任务做透彻的分析,确定所要求的技能,选择和培训合适的人员,使用恰当的设备和程序,创造良好的开展工作的环境”的要求尚存在差距。

检查发现,二重于2010年3月份成立了核电容器质保监督检验科,该科室分检查技术和质量保证两部分,目前该科室配备的3名的质保人员不是专职的核电质保人员,该部分人员除要负责核电项目外,还要负责容器类项目。二重承接的核电项目众多,核电项目质保人员的配备已明显不够。

目前二重尚未成立专门的核电车间,鉴于目前部分厂家在成立专门的核电车间后所得到的良好效果,建议二重针对可以独立分开的制造环节,如精加工环节,成立专门的核电车间,配备专职的核电人员。

整改要求:二重尽快配备足够数量的专职质保人员,同时应避免质保人员和质检人员相互兼职的情况。

4、不符合项处理过程不规范,不满足HAF003的要求。

HAF003 10.2“必须按文件规定的程序对不符合要求的物项进行审查,并确定是否不加修改地接受、拒收、修理或返工。必须规定对不符合项进行审查的责任和对不符合项进行处理的权限。” HAF003 1.1.6“质量保证大纲必须对所有影响质量的活动提出要求和措施,包括验证需要验证的每一种活动是否已正确的进行,是否采取了必要的纠正措施。质量保证大纲还必须规定产生可证明已达到质量要求的文件证据。”检查发现,二重在不符合项处理和纠正措施方面存在下述问题:

(1)不符合项报告所使用的表格与《不符合项控制程序》(EZ(GF)

/GW05.06(039))规定的表格不一致,部分不符合项报告表格中不符合项的分类只有3类,但与此相关的项目程序中规定的有4类。

(2)不符合项报告还普遍存在填写不规范,关闭依据不充分,不能提供返修后的相关检验报告等问题,如:

CPR1000接管段筒体评定报告发现,其中编号为J06101-NCR-001关于接管段筒体降温至淬火要求时间与规定不符合的不符合项报告,处置意见为照原样接收,待性能热处理后进行UT复核,该不符合项报告未关闭便纳入了锻件评定报告中,该评定报告中还存在类似的其他问题。

抽查AP1000堆芯补水箱不符合项报告N2209513-NCR-001发现,该不符合项描述出现了较大的修改,但修改是在做出最终处置措施之后才进行;处置意见要求打磨后进行MT和UT,该不符合项报告已关闭,但未附上返修后的UT和MT报告。随后提供审查的MT报告中,报告的审核人员未按规定注明其资格等级。

抽查AP1000堆芯补水箱不符合项报告N2209513-NCR-002发现缺少返修后的尺寸报告。

抽查不符合项报告N218001.01-NCR-011关于中筒节因热处理造成局部黑皮的不符合项发现,技术部门在处置意见中提到了缺陷深度15mm已经危及调质热处理余量,但该不符合项报告在将黑皮打磨MT合格后就已关闭,未就是否对调质热处理有影响给出说明。

类似的缺少返修后相关报告的不符合项还有N2209513-NCR-006A、

N2209513-NCR-005A、N218001.01-NCR-06、N218001.01-NCR027等。

(3)二重目前针对需返修的不符合项,采取由工艺部门下发联系单,以联系单的形式提出新的返修方案,或者编制新的工艺以联系单的方式下发,部分不符合项编制了返修质量计划,但也存在不对质量计划进行升版或者编制新的返修质量计划的现象,不利于对返修过程的控制和监督。

(4)抽查纠正措施报告发现,部分报告填写不规范,如:纠正措施确认栏未填写,确认人未签字等,且部分纠正措施报告没有附整改材料。

整改要求:鉴于在不符合项处理上发现的上述问题,做如下要求和建议:

(1) 要求二重对所有参与不符合项处理的质检、技术、质保等相关人员开展

不符合项处理的专项培训,并对不符合项处理人员进行授权,指定不符合项处理责任人员。同时要求二重对近年来在不符合项处理过程中所积累的经验进行总结,并对不符合项处理流程进行细化和固化,形成较为完善和固定的不符合项处理制度。

(2) 建议针对不符合项的返修出具返修质量计划,便于对返修过程的监督和

控制。

(3) 因各业主要求不同,不同项目所使用的不符合项样表不一样,在执行过

程中,出现了使用人员用错样表的问题,建议二重就此问题进行考虑,尽量统一不符合项报告样表。

(4) 要求二重规范纠正措施的管理,细化纠正措施管理程序,同时对相关人

员进行专项培训。

(三)核安全设备制造活动质量受控情况

检查组抽查了红沿河、福清、防城港、昌江等到项目压力容器、蒸汽发生器锻件技术规格书及制造过程文件,以及AP1000主管道锻制文件。检查发现,二重在承接的核安全设备制造过程存在部分过程控制不到位的情况,发现的具体问题与整改要求如下:

1、锻件评定大纲不能覆盖产品的制造工艺,不满足HAF601第二十三条“民用核安全设备制造、安装单位在活动开始前,应当组织相关人员对设计提出的技术要求进行消化、分析,编制制造、安装过程执行文件,并严格执行。”、“制造、安装单位应当根据确定的特种工艺,完成必要的工艺试验和工艺评定。”的规定。同时,也与RCC-M的有关锻件评定不符。

检查发现如下问题:

(1)CPR1000反应堆压力容器进口接管16MND5锻件M140部件评定大纲(N2170011104900,B版)中规定,模拟热处理温度为615±5℃,依据该评定大纲编制的防城港项目制造大纲中规定为620±5℃。同时该评定大纲中未对水冒口切除率做出要求,也未进行T/4处取样。要求二重给出评定件化学成分和力学性能均匀性的评价。

(2)福清项目管板制造使用了红沿河项目的管板评定,检查发现,二重对比了冶炼、化学成分、锭型、冒口水口切除量、锻造、热处理前粗加工及试料位置图、机械性能检验等,但未严格按M143.5对直接影响制造质量的主要参数“零件在钢锭中的位置”、“按时间先后排列的各个工序”、“每次锻造后的零件外形尺寸图”、“零件锻造毛坯外形图”、“热处理外形图和交货外形图”等进行对比。

同时福清项目管板技术规格书中还增加了晶粒度、非金属夹杂物检验项目,且RTNDT要求由0℃提高到-12℃。但二重未按M143.3的要求对上述改变的影响做出评价。

(3)防城港项目锥形筒节采用了福清项目锥形筒节的评定,但存在问题有:采购商尚未出具同意采用福清项目评定的证明,但产品已经开始制造;《防城港锥形筒体制造大纲》C版中,制造重要参数冒口切除比(13%)、锻造比(≧5)低于评定大纲要求的(16%、≧11.35),且试验项目及验收要求也与评定大纲不同,但二重未按M143.3的要求对此进行评估。

(4)福清项目蒸发器中、下筒节采用同一评定大纲,2份制造大纲中规定,性能热处理设置三只热电偶记录温度,但实际上评定和产品均只采用了两只热电偶。

整改要求:二重应对制造大纲与评定报告,以及制造工艺与制造大纲不一致的问题严格按相关标准要求进行论证,对类似问题进行自查,将论证报告及自查结果上报我站审查。同时,要求从程序或制度上制订有效的措施,杜绝此类问题的发生。

2、锻件制造文件及过程记录不规范。不满足HAF003第4.1条“必须对工作的执行和验证所需要的文件的编制、审核、批准和发放进行控制”和HAD003/04第4.1.1条“适用的记录只有在注明日期并经受权人签字、盖章或作其他鉴定后方能生效”,4.1.4条“每项记录必须提供足够的识别信息,以便判别该项记录所对应的物项或活动”。

检查发现以下问题:

(1)技术人员提供了B版《热段A弯管制造大纲》用以审查,该大纲有受控标识,但随后发现该文件实际上已经升为D版。另外,AP1000主管道制造大纲中均存在中英文不一致的现象,如晶间腐蚀温度中文为649-677℃,英文为677-704℃。

(2)CPR1000反应堆压力容器接管段筒体评定报告(NJ61011042001)中,尺寸检查报告(编号160809001)中,只有检验人员签字,没有审核和批准人员签字;金相检验报告无报告编号,检查员未按要求对检验结果下结论;热处理装炉图中未体现出锻件的水口和冒口部位。

(3)抽查桃花江项目蒸汽发生器管板锻件(质量计划22095172082102)相关文件发现,热处理报告中未明确热处理的阶段,且缺少热处理报告编号,也未给出合格与否的结论。

整改要求:

(1)要求二重对旧版文件未回收的问题进行调查,找出原因,同时采取切实有效的措施,确保文件的受控。同时要求二重加强对中英文文件的审查工作,确保中英文版本的一致性。

(2)加强对热处理报告的审查工作,同时建议在热处理报告中增加热处理时机情况说明。

3、记录与标准或技术要求不符合,不满足HAF601第二十三条“编制制造、安装过程文件,并严格执行”的规定。

(1)抽查红沿河项目N217001容器法兰A粗加工后超声检测报告发现,该报告中记录的容器法兰A表面粗糙度为12.5,探伤结果合格,而相应的超声检验操作规程规定,粗糙度要求≤6.3。

(2)抽查CPR1000锻件超声波探伤规程(编号10000006001 C版)发现存在下述问题:第5.3.5条中所附示意图的尺寸与表格数据不对应;第8.3条规定“探伤仪增益和比例系数的调整应是检验时的盲区呈最小状态”,实际上盲区是由探伤仪、探头和锻件共同决定的特性共同决定的,无法进行调整;第12.1条纵波验收准则中,要求底波衰减R值可大于0.05,规程中未写明R值的测量过程。

(3)、检查福清项目管板(炉号0880910/卡号2684316)下料钢锭熔炼分析报告(808036)及钢锭上部氢含量分析报告(808036)。其中氢含量报告中只有一个值,但制造大纲(N2180012082001,C版)中5.3条规定,每次取双样分析氢含量。

整改要求:要求二重加强核电从业人员对标准和规程的学习和培训,并加强对规程和报告的审查工作,以保证无损、理化等活动的准确性和有效性。

4、AP1000主管道制造质量稳定性尚需提高

二重AP1000主管道模拟件采用了制造大纲A版的工艺路线,模拟件试制成功。在进行AP1000产品制造时,二重增加了毛坯的长度,并将制造大纲升为C 版,随后产品投料两件,均因表面存在裂纹、加工后尺寸超差造成报废。经分析后二重对制造方案进行了修订,增加了钢锭重量,降低了总锻造比,并增加了冒口和水口的切除比,目前已投料两件,正在锻制中。

上述情况说明,二重AP1000主管道的锻造技术尚处于试制阶段,产品质量尚不能确定。要求二重加强技术研发,充分进行工艺验证,完善制造大纲,固化工艺,保证主管道产品质量的稳定性。

5、其他问题

(1)抽查2009年度1级培训计划、2010年度1级培训计划以及部分新投

产核电锻件的培训记录发现,新投产锻件的培训范围和深度还有待加强。建议二重加大对新投产锻件的培训力度,做好技术交底的培训工作;并针对目前已经较为稳定和成熟的核电锻件制造工艺和质量管理模式进行总结,固化成果和经验,并展开培训。

(2)抽查2010年一季度及4、5、6月份的质量趋势分析报告发现,报告中仅从不符合项的数量、发生工序方面进行了统计,建议从不符合项的类别、数量、发生工序、产生原因等方面进行统计,并将当月或当季度数据与之前的数据进行比较和分析;提出的整改措施中,没有落实到具体的责任部门,可执行性不强,建议将纠正措施落实到具体的责任部门,并对各部门的整改情况进行跟踪和落实。

(3)由于新的试验室已建好,原来外委的冲击和落锤试验改由二重自行完成。检查发现,昌江稳压器筒体锻件落锤试样焊接中出现试样背面电弧击伤和碰伤等缺陷。要求二重采取切实有效的纠正措施,加强对试样制备和理化试验的控制,确保理化试验结果的有效性和准确性。

(四)历次整改落实情况

检查发现,二重对部分以往监督检查发现问题并未完成整改,如:

2009年北方站综合性检查中指出的“科技档案室由于地震原因,处于临时搬迁状态,温湿度设备处于不可用状态,部分柜子上没有编号”的问题,仍然未得以解决。档案室因旧楼电路老化无法开启空调和除湿机,且有大量档案资料(非核电)堆积在楼道中。检查中了解到,二重新建的档案馆将于2011年5月份投入使用,目前有部分核电档案在相关部门暂为保管。

整改要求:要求二重对记录管理引起重视,应立即采取切实有效的措施改善记录管理的条件,确保记录保管的质量。

五、核安全管理要求

针对检查中发现的问题及整改要求,提出核安全管理要求如下:

(一)要求二重应严格按照RCC-M的相应要求开展锻件评定工作,对报告指出的锻件评定问题,经整改仍不满足RCC-M要求的,不得用于核岛主设备。同时重视锻件制造工艺与锻件评定的符合性,应采取切实有效的措施,确保锻件制造工艺严格按照评定执行,对于影响锻件质量的重要参数发生变化的锻件,务必要事先做好对比评价工作。

(二)要求二重在AP1000主管道制造过程中,加强技术研发,充分进行工艺验证并完善制造大纲,保证AP1000主管道的质量稳定性。

(三)二重加强对项目质保体系的重视,在项目开始前,做好充分的策划,确保项目质保体系的可行性和有效性,同时在项目执行时应严格遵守项目质保体系的有关规定。

(四)要求二重配备足够的专职质保人员,对不符合项处理采取专项整改,细化相关程序,对相关人员进行专项培训和授权,确保对所发现的不符合项采取切实有效的处理措施,确保处理后的相关记录证据齐全。

(五)要求二重在制造活动中严格按标准规范开展活动,并加强对相关文件的审查,规范记录报告的填写,采取有效的措施,保证记录的规范性、准确性。

二重集团(德阳)重型装备股份有限公司应针对检查报告指出的问题和检查记录单中提到的其他方面问题,按照核安全管理要求分析原因并制定相应的整改措施,对于影响后续制造活动及质量的问题应及时采取整改行动。请在9月9

日前将整改报告提交北方站,北方站将对整改情况进行审查并跟踪监督。

六、检查组成员名单

六、检查组成员名单

国内核电供应商资料

核电供应商资料一、主要核电上市企业及其产品简介(付重点公司) 子行业 公司 代码 产品制造能力 铸锻件 中国一重 601106 铸锻件、压力容器、蒸发器成套 二重重装 601268 铸锻件、压力容器、蒸发器成套 华锐铸管 002204 核泵壳铸件开发中 核岛管材 宝钢股份 600019 控股宝银公司生产蒸发管 久立特材 002318 后年有望建成蒸发管产能 常宝股份 002478 明年有望立项核电蒸发管 主设备制造 东方电气 600875 核岛常规岛主设备 上海电气 601727 核岛常规岛主设备 哈动力 http://1133.HK 核岛常规岛主设备 海陆重工 002255 堆内构建的吊篮筒体 锆管 东方锆业 002167

开发的核级产业化项目-海绵锆宝钛股份 600456 与国核技术组建镐业公司-海绵锆嘉宝集团 600622 锆管 核燃料 中核国际 http://2302.HK 中核进行海外铀战略的平台HVAC 哈空调 600202 核电空调 上风高科 000967 风机、核电空调 卧龙电气 600580 风机制造 盾安环境 2011 冷水机组 南风股份 300004 HVAC系统解决方案 电气设备 特变电工 600089 核电主变压器,电缆 天威保变 600550 核电主变压器 中国西电 601179 核电主变压器 奥特迅 002227 电力电源 阀门 中核科技 000777 核电1,2,3级阀门

002438 核电2,3级阀门 电缆 宝胜股份 600973 核级电缆 南洋股份 002212 核级电缆 核电控制 自仪股份 600848 核电仪控的设计、集成热缩材料 沃尔核材 002130 核电用热缩材料 长园集团 600525 核电用热缩材料 蓄水储能 浙富股份 002266 蓄水储能电站设备 核级泵 重庆机电 http://6722.HK 各种核级泵 利欧股份 002131 核级泵 湘电股份 600416 与福斯公司共同研发核泵银铟棒 西部材料 002149 接到核电铟合金订单 结构件 大金重工 002487 核电结构部件 压力容器

大型锻件

大型锻件、锻件、锻造件 大型锻件属于锻件的规格体积较大的一种,是金属被施加压力,这种力量典型的通过使用铁锤或压力来实现。经过锻造的工件质量好、密度高、使用寿命增长、生产安全大大提高了保证。锻件过程建造了精致的颗粒结构,并改进了金属的物理属性。优质锻件可以保证磁粉、UT超声波、机械性能、原材料化学成分合格。山西永鑫生锻造有限公司提供。 中文名外文名生产商 锻件forging 山西永鑫生锻造 简介 按规格分为:轴类、齿轮、车轮、筒类、模块、环形、异形件。山西永鑫生锻造可按图纸尺寸、化学成分、技术要求锻造、机加工、热处理、同步完成。出口锻件材质可咨询定制。 锻件需要每片都是一致的,没有任何多孔性、多余空间、内含物或其他的瑕疵。这种方法生产的元件,强度与重量比有一个高的比率。这些元件通常被用在飞机结构中。锻件的优点有可伸展的长度、可收缩的横截面;可收缩的长度、可伸展的横截面;可改变的长度、可改变的横截面。锻件的种类有:自由锻造/手锻、热模锻/精密锻造、顶锻、滚锻和模锻。

飞机锻件 按重量计算,飞机上有85%左右的的构件是锻件。飞机发动机的涡轮盘、后轴颈(空锻件 心轴)、叶片、机翼的翼梁, 机身的肋筋板、轮支架、起落架的内外筒体等都是涉及飞机安全的重要锻件。飞机锻件多用高强度耐磨、耐蚀的铝合金、钛合金、镍基合金等贵重材料制造。为了节约材料和节约能源,飞机用锻件大都采用模锻或多向模锻压力机来生产。汽车锻按重量计算,汽车上有71.9%的锻件。一般的汽车由车身、车箱、发动机、前桥、后桥、车架、变速箱、传动轴、转向系统等15个部件构成汽车锻件的特点是外形复杂、重量轻、工况条件差、安全度要求高。如汽车发动机所使用的曲轴、连杆、凸轮轴、前桥所需的前梁、转向节、后桥使用的半轴、半轴套管、桥箱内的传动齿轮等等,无一不是有关汽车安全运行的保安关键锻件。

XXXX年第32次核电生产周计划

XXXX年第32次核电生产周计划

2010年第32次核电生产周计划 一、堆内构件: 1、锻件厂: (1)09-08-36:出球连接管(10A125-1)1件要求8/16~8/21重新热处理结束送四金工。(2)09-08-36:上法兰段(09H166)1件要求H9炉8/13~8/18重新热处理结束,8/21送回二金工。 (3)10-08-44、45:广西防城港堆内构件2套要求8/30前开始供坯。 (4)09-08-92、93:吊篮法兰(09F054-1-1、10F009-1-1)2件要求环3炉8/28~8/29热处理结束,8/31送回四金工。 (5)09-08-92、93:上支承法兰(09F054-1-2、10F009-1-2)2件要求环3炉8/30~8/31热处理结束,9/2送回四金工。 (6)09-08-96:上部支撑板(09F040)1件要求环3炉8/22~8/23热处理结束,8/25送回四金工。 (7)09-08-97:上堆芯板(09F037-1)1件要求环3炉8/22~8/23热处理结束,8/25送回四金工。 (8)09-08-92:堆芯支撑板(10F013-1)1件要求环3炉8/24~8/25热处理结束,8/27送回四金工。 ★(9)09-08-97:下堆芯支撑板(09F049)要求环3炉8/26~8/27热处理结束,8/29送回四金工。 (10)10-08-42、43:压紧弹簧(10G111-1、10G111-2)2件要求环3炉8/17~8/21热处理结束,8/23送回四金工 2、一金工: ★(1)10-08-40:吊篮法兰(09F056-1-2)要求一金工8/12~8/20精加工结束供探伤。 ★(2)10-08-43:吊篮法兰(10F017-2)要求8/13~8/25精加工结束供探伤。 ★(3)10-08-42:上支承法兰(10F016-1)要求8/17~8/24精加工结束供探伤。 (4)09-08-92:出口管嘴(09F054-2)要求8/20~8/23取样结束,试样送大锻所。 3、二金工: (1)09-08-93:上支承板(10F005)要求8/9~8/20精加工结束供探伤。 (2)09-08-36:上法兰段(09H166)1件要求8/25~8/29取样结束试样送大锻所。 4、四金工: (1)07-08-2:压紧弹簧(09G030-1、09G030-2)2件要求8/17~8/20取样结束试样送大锻所。★(2)10-08-42:吊篮法兰(10F017-1)要求曲拐立车8/19~8/26精加工结束供探伤。 ★(3)10-08-42:堆芯支撑板(10F019)1件要求8/16~8/17取样结束,试样送大锻所。 ★(4)09-08-96:下堆芯支撑板(09F044)要求8/20前打磨结束供探伤。 (5)09-08-35:出球连接管(10A125-2)1件要求8/20~8/24取样结束,试样送大锻所。(6)09-08-36:出球连接管(10A125-1)1件要求8/25~8/29取样结束试样送大锻所。 (7)10-08-40、41:压紧弹簧(10G067-1、10G067-2)2件要求8/21~8/25取样结束送大锻所。(8)09-08-90:压紧弹簧(10G041-1)要求8/26~8/27取样结束试验送大锻所。 ★(9)10-08-43:堆芯支承板(10F020)要求5m立车8/20~8/26精加工结束供探伤。 ★(10)10-08-43:上支承板(10F018)要求5m立车8/27~9/4精加工结束供探伤。 5、外协处: (1)09-08-92:吊兰法兰、上支承法兰2件要求8/20前打磨结束供探伤。 (2)09-08-34:压紧弹簧(10G040-1、10G040-2)2件要求8/18~8/27精加工结束供探伤。6、大锻所: (1)09-08-90:压紧弹簧(10G041-1)要求8/19(原8/12)前给出补充取样方案给工艺处,

核电锻件落锤试验的控制与研究

2018年第10期 第45卷 机械 ·61· ——————————————— 收稿日期:2018-07-03 作者简介:管红亮(1974-),男,山东胶县人,本科,副主管工程师,主要从事物理实验研究工作。 核电锻件落锤试验的控制与研究 管红亮,叶小松 (二重(德阳)重型装备有限公司,四川 德阳 618013) 摘要:某核电钢锻件在理化检测中出现了落锤试验无塑性转变温度NDT 结果不满足设计要求,为此,从产品中不合格试样的分析入手,并对落锤试样上的焊道尺寸、焊接工艺及过程控制、焊道缺口制备、试验过程等方面进行分析、研究,改进了落锤试样的焊接工艺及缺口加工,规范焊接过程控制步骤。最后通过落锤验证性试验,试验结果证实了改进的方法可以使试验的NDT 温度降低。在产品中的运用,使核电钢锻件的一次合格率显著提高。 关键词:SA508-3钢;裂源焊道;落锤试验;控制措施;焊接工艺 中图分类号:TJ765.4+1 文献标志码:A doi :10.3969/j.issn.1006-0316.2018.10.014 文章编号:1006-0316 (2018) 10-0061-07 Study of the Drop-Weight Test for Nuclear Power Forgings GUAN Hongliang ,YE Xiaosong ( Erzhong (Deyang) Heavy Equipment Co., Ltd., Deyang 618013 China ) Abstract :In the physical and chemical test of nuclear power forgings, the result of the nil-ductility temperature (NDT) of ferritic steels in the drop-weight test does not meet the design requirements. Therefore, through analysis of weld bead dimensions, welding process control, weld-notch preparation and test process etc., the welding process procedure is regulated, and weld-notch machining of drop-weight specimen is improved,The results of the drop-weight verification test confirms that the improved method can reduce the temperature of NDT. The application in the product can improve the pass rate of nuclear power forgings. Key words :SA508-3 steel ;crack starter welds ;drop-weight test ;control method ;welding process 核电站在主回路设备采购中,凡是核一级 部件均要求进行落锤试验,因为核电产品各部 件都要求有较高的抗脆断能力,以保证受核辐 射时不产生脆断,提高设备的安全性。 二重(德阳)重型装备有限公司生产的三 代核电锻件,材料采用美国ASME ,提高了钢 中部分化学元素上限值。从力学性能要求来看, 强度要求越来越高,塑性指标变化不大,冲击 韧性要求越来越高,尤其强调了对低温韧性的 要求。冲击与落锤试验均属于材料的脆韧性试 验,应呈现良好的正相关关系,冲击韧性好,表现出的落锤试验结果也应该不错。但现有产品出现了大量的冲击韧性满足要求而落锤试验不合格的问题。特别是落锤试验测定的NDT 温度结果不满足设计要求。产品的落锤试验是一次性试验,不允许复试。一次试验不合格,即断定材料的韧性不满足产品的技术要求。因此基于以上原因,有必要对落锤试验进行详细的分析,找出测定NDT 结果的影响因素,准确测定材料的NDT 温度,提高试验的合格率。

核电锻件质量控制要点

核电锻件质量控制要点 文章主要阐述了制造厂在生产锻件的过程中,质量控制人员对执行RCCM 规范和ASME标准的产品在实际生产过程中应该注意的问题,以方便进一步加强核电产品在生产过程中的质量控制。 标签:RCCM规范;ASME标准;控制要点 引言 目前,我国已运行和在建的核电站机组有秦山的一期二期三期,大亚湾,岭澳,连云港田湾等,正在积极筹建的有广东阳江,浙江三门,山东海阳,湖南桃花江,江西彭泽等核电站。为了进一步加强核电产品的质量控制,有效区分两种标准的异同,文章对几个容易发生问题的地方作出对比,让制造厂中的质量控制人员尽量避免在工作过程中由于人为的疏忽造成的不符合项出现。 1 开工文件审查 在RCCM规范中规定,如果部件先前未曾被制作或者制作工艺未曾采用过,那么在大量生产以前要先制作模型,如果制作者以前生产过同类部件,则不需要制作原型,并且产品和车间必须要按照M140进行相关评定后才能进行正式产品的生产和制造。其中包括适用范围,产品或部件的鉴定,车间的资格鉴定。 在ASME第Ⅲ卷中并未对此类评定进行相关描述,而且并不要求昂贵的原型制作,检测或实验,但是制造厂在生产核电锻件之前必须要取得NPT证书,并且与生产制造有关的相关文件必须要得到采购方的书面批准。 2 化学分析 由于不同的采购方对需要检验的元素种类不同,所以无法一一列出,但所有执行RCCM规范的核电产品,除了满足采购方的要求外,还必须满足RCCM中M130的要求,而M130中规定“即使在采购技术规范中没有规定测定硼的含量,也必须在化学分析的报告中注明硼的含量”,所以,执行RCCM规范的核电产品在做化学分析时必须加上硼元素,并且根据回路的不同,要分别满足M130a和b 的要求。而在ASME标准中,对于化学分析一般是由业主或设计方在采购技术文件中给出。通常压力容器锻件除了要求分析常规元素外,还要分析ASTM E350-95中列出的所有残余元素,而蒸发器锻件通常不要求。 关于熔炼分析,二者基本相同,都应在浇注时对每炉的钢水进行取样分析,对于多炉合浇的锻件,除了分析每炉的钢水外,还要提供合浇后的权重报告,并以权重报告作为验收值。 但RCCM规范要求钢厂须提供浇包分析化学成分单,该单由厂长或厂长正

M1122 1、2、3级设备碳钢锻件和冲压件RCCM中文版法国民用核电标准

M1122 1、2、3级设备碳钢锻件和冲压件RCC M中文版法国民用核电标准 1、2、3级设备碳钢锻件和冲压件 0 适用范畴 本规范适用于1、2、3级设备可焊碳钢锻件和冲压件。 1 总则和专门要求 所用钢号为AFNOR A36—601和A36—605中的A42 AP和A48 AP。 A36—601标准完全适用于锻件,而A36—605标准完全适用于冲压件。此外尚须对这些标准的有关章节作如下补充: NF A36—601中§2.1和NF A36—605中§3.3.2 300℃下抗拉强度的规定值如下: A42AP级钢:369MPa; A48AP级钢:423MPa。 高温条件下的断后延伸率仅作为参考资料储存。 NF A36—601中§3.4和NF A36—605中§3.3.2 1级设备零件性能热处理的过程必须记录,并交给监督人员掌管。 NF A36—601中§3.6 采纳NF A36—605中的§3.5。 NF A36—601中§4.1.2和4.1.3及NF A36—605中的§4.1.2 必须进行: ——每个验收单位做一个300℃时的拉伸试验: 在任何情形下,对1级设备零件; 如设备技术规格书或其它有关合同文件中有规定时,则对2、3级设备零件。

——在0℃时测定冲击值。 NF A36—601中§4.1.4.2和NF A36—605中§4.1.3.2 钢厂必须向每个验收单位提供1级设备零件的制品分析化学成分单。 §4.3.2 经模拟排除应力热处理试料的试验 验收时必须考虑零件在制造过程中所经历的全部热处理。如果承包商不要求采纳M122的规定,则零件必须按本节规定验收。在此情形下,不得进行交货状态的试验。然而,试料必须单独地放在试验室炉中进行模拟排除应力热处理。 模拟排除应力热处理应满足M151规定的要求。 取样条件、试验方法和试验结果与只经交货热处理的试料相同。 NF A36—601中§4.4和NF A36—605 试样类型和试验方法必须符合MC1000规定的要求。 6 无损检验 6.1 外观检查——表面缺陷 如果设备技术规格书或其它有关合同文件中有规定,则对所有零件经外观检查能够用液体渗透检验或磁粉检验作补充检验。 6.1.1液体渗透检验 按MC4000的规定进行该检验。 可记录条件和检验准则 尺寸等于或大于1mm的任一缺陷应予记录。 凡出现下述显示的缺陷都必须标明位置、排除或予以修补: 1)线状显示; 2)尺寸超过3mm的非线性显示; 3)3个或3个以上间距小于3mm(边到边)的排列成行的显示; 4)5个或5个以上间距小于3mm(边到边)的排列成行的显示;

提高核电用SA508-3钢大锻件性能的热处理工艺

提高核电用SA508-3钢超大锻件性能的热处理工艺 陈红宇,邓林涛 中国第二重型机械集团公司重型压力容器与核电技术研究所,四川618013 摘要:随着核电锻件厚度增大、重量增加和淬火冷却能力的限制,核电用超大型锻件淬火时由于冷速不足,力学性能和组织难以达到设计要求。通过分析核电锻件用SA508-3钢的连续冷却转变曲线(CCT曲线),明确了SA508-3钢淬火冷速与组织的关系。采用常规淬火温度加适当降温后淬火,可以减小淬火时的热应力,提高锻件的冷却速度,改善超大型锻件的力学性能。 关键词:S A508-3钢;超大型锻件;热处理工艺 The Research of Heat Treatment Process on Improving Mechanical Properties of SA508-3 Steel Used for Super Heavy Forgings of Reactor Pressure Vessel CHEN Hong-yu,DENG Lin-tao Abstract:With the increase of the thickness and the weigh of heavy forgings and limitation of cooling ability, the quenching cooling rate is not enough when super heavy forgings for reactor pressure vessel quench by immersion in water, and the mechanical properties and structure can’t satisfy the design requirements. By analyzing the continuous cooling transformation curve(CCT curve) of SA508-3 steel, the relation of the cooling rate and structure is elucidated. With quenching at appropriate lower temperature after austenitizing at general temperature, it can reduce thermal stress of the parts, improve the cooling rate of the forgings and the mechanical properties of SA508-3 steel. Key words:S A508-3 steel; super heavy forging; heat treatment process 1.引言 随着核反应堆单堆容量的增加和反应堆用锻件向整锻化方向发展,核岛中压力容器、稳压器和蒸发器用SA508-3钢锻件厚度不断增大、重量不断增加[1]。SA508-3钢使用时的理想组织为下贝氏体回火组织,SA508-3钢的下贝氏体回火组织具有优良的综合性能,尤其可以获得较低的无塑性转变温度的参考温度(RT NDT)。由于锻件厚度增大、重量增加和热处理淬火冷却条件的限制,锻件淬火时心部甚至截面1/4厚度处淬火冷速不足,导致出现铁素体甚至珠光体组织,严重影响材料的低温韧性[2]。 本文根据SA508-3钢的CCT曲线分析了SA508-3钢连续冷却过程中冷却速度与组织的关系,对SA508-3钢超大型锻件一种新的淬火工艺进行了探讨,为SA508-3钢核电超大锻件热处理工艺的制定提供参考。 2.SA508-3钢CCT曲线的分析及SA508-3钢连续冷却过程中相转变的特点

M1120锻件类M112123级管板用碳钢锻件RCCM中文版法国民用核电标准

M1120锻件类M112123级管板用碳钢锻件RCCM中 文版法国民用核电标准 M1121 2、3级管板用碳钢锻件 0 适用范畴 本规范适用于压水堆辅助系统热交换器管板(厚度为40~250mm)的可焊碳钢锻件。 1 熔炼 必须采纳电炉或其它相当的熔炼工艺熔炼。 2 化学成分要求 2.1 规定值 浇包分析和制品分析所确定的化学成分必须符合I规定的要求。 钢厂须提供浇包分析化学成分单,该单由厂长或厂长正式委派的代表签证。 同时钢厂还须提供制品分析化学成分单。该项分析可在力学性能试验用试件的边角料上截取。 3 制造 3.1 制造程序 厚度超过80mm的2级和3级管板在开始制造前,锻造车间须制订包括以下内容的制造程序: ——熔炼工艺; ——钢锭的重量和类型; ——钢锭头、尾切除百分比; ——零件在钢锭中的位置:堆焊零件的待堆焊表面,一定要位于钢锭的尾端(仅限于钢锭轴线平行于管板轴线的情形); ——锻造坯件图、热处理外姓图、无损检验外形图以及交货外形图; ——中间热处理和最终性能热处理条件; ——验收试验用试料在零件上的位置; 按时刻先后为序列出热处理、取样、无损检验等各个操作过程。 3.2 锻造 钢锭须有充分的切除量,以保证清除缩孔和大部分的偏析。钢锭重量和切除量百分比的记录必须交监督人员掌管。 按M380规定运算的总锻造比必须大于3。 3.3 机加工

3.3.1 性能热处理前 性能热处理前,粗加工坯件外形应尽可能接近交货件外形。这些外形图必须列入制造程序(见3.1)。 注:如锻造坯件外形已接近交货件外形,则可免除机加工。 3.3.2 性能热处理后 在最终超声波检验前,零件须加工至交货件的外形。 3.4 交货状态——热处理 零件以热处理状态交货,该处理包括奥氏体化的正火热处理(达到850~950℃之间的某一温度,然后空冷)。 对重量超过5t的管板,至少有一根热电偶须置于零件上,使其精确指示管板该部位的温度。 必须用放置在零件上的热电偶测温。 供应商应建立记录分析卡。 假如该零件需重新热处理(见4.4),则必须按照上述相同的规定进行重新热处理。 4 力学性能 4.1 规定值 力学性能规定值列于表Ⅱ。 4.2 取样 试料取自管板直径延长部位的一个试环上。 零件在性能热处理后截取(或切下)试料:试料须作清晰标记,并标明在管板上的取向。 试料要具有足够的尺寸,以便截取全部试验和复试所需用的试样。 截取试样的轴线必须与试环相切;且试料须取自离试环圆周表面40mm以上,距试环平面20mm以上。这些表面为零件正火处理时的外表面。 冲击试样的缺口中心线必须是轴向的(与试环平表面垂直)。 试料在零件上的位置示意图及试料上截取试样的平面图必须列入制造程序(见3.1)。4.3 在代表交货状态零件的试料上的试验 4.3.1 批的定义 2级零件中的一个零件组成一批。 单件重量等于或小于500kg、厚度小于80mm的3级零件可按批验收。现在一批必须包括厚度相似(e max/e min≤1.1)的、来自同一炉次并经相同的制造过程,和作为同一炉料经相同热处理的一些零件,该批的重量以3000kg为限。 4.3.2 试验项目和数量

核电专业英语

?deviation偏差,偏移 ?tolerance 公差,允许误差 ?tensile test 拉伸试验 Impact test冲击试验 V-notch charpy impact test V型缺口夏比冲击试验 Pressure gage压力计 n.gage(=gauge) 标准度量, 计量器vibration analysis 振动分析 bending and torsion natural frequency bending 【修】弯曲 torsion 扭(转);扭力 natural frequency 固有[自然]频率 ?groove凹槽(不管何种形状,在一整块材料上) Bevel斜面,开坡口(有一定角度) ?argon [化]氩 argon welding (=self-adjusting argon-arc welding) 自动调整氩弧焊 ?penetrator 渗透剂 ?developer显影剂 ?remover/cleaner清除剂,清洗剂 ?turbine /turbo n.涡轮 action turbine冲击式水轮机aerodynamic turbine 气动透平, 空气动力透平[气轮机] aero-gas turbine航空燃气轮机 ahead turbine推进[顺车]汽轮机, 推进涡轮机 air turbine空气轮机, 空气涡轮 air cooled turbine气冷式透平 aircraft turbine航空透平 aircraft gas turbine航空燃气轮机turbine agitator汽轮式搅拌器 turbine ball bearing cover 涡轮[透平]滚珠轴承盖 turbine blade涡轮叶片 turbine blading涡轮机叶片装置

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