摘要：文章以三代华龙堆型核电站蒸汽发生器管板锻件为研究对象,通过分析管板锻件材料采购规范和要求的变化,探讨超大直径厚饼类锻件的制造工艺难点。研究制订出合理的冶炼和锻造工艺方案,控制其工艺要点,使制造厂能够按照既定的工艺生产出满足设计、采购及相应规范要求的合格锻件,以期加快我国三代堆型核电站核岛关键部件的国产化进程。

摘要：以百万千瓦级核电站冷却剂主管道90°弯头铸件的监造实践为例,针对大件铸造的特点,分析在监造过程中应注意的问题,以及如何通过对铸造弯头进行事前及过程的质量控制。获得了满足设计要求的合格产品。

摘要：目前国际上普遍采用铸件制造冷却剂泵泵壳,冷却剂泵泵壳铸件的铸造质量控制直接关系到冷却剂泵的质量,同时也是冷却剂泵制造质量能否满足设计质量的关键。以某百万千瓦级核电站冷却剂泵(简称主泵)铸件的生产为例,针对大型铸件的特点,分析如何通过对热加工的过程控制,得到满足设计要求的合格产品。

摘要：目前国际上普遍采用锻件制造反应堆压力容器,反应堆压力容器锻件的热加工的质量控制直接关系到反应堆压力容器部件的质量,反应堆压力容器部件制造质量是能否满足设计质量的关键。以某百万千瓦级核电站反应堆压力容器顶盖法兰锻件的生产为例,针对锻件的特点,控制生产中重要工序的质量影响因素,过程控制中应注意的问题和避免出现质量问题的关键。分析如何通过对热加工质量的过程控制,得到满足设计要求的合格产品。主要涉及到炼钢、锻造、热处理等工序过程控制的实施。

摘要：以某百万千瓦级核电站反应堆压力容器堆内构件堆芯支承板锻件制造和监督为例,分析堆芯支承板锻件制造的重要工序、质量影响因素以及监督重点,旨在摸索出核电站不锈钢大型锻件的质量控制关键所在,使其质量满足设计和核安全的要求,最终达到提高产品质量、保证制造进度的目的。

摘要：为保证核电站的安全运行,降低核级换热器传热管的环境敏感开裂风险,核级传热管的采购标准《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》(RCC-M)中规定了残余应力的检验要求。重点介绍了残余应力检验采用的C型环试验和沸腾氯化镁试验方法及需要注意的问题。其中C型环试验可以定量检验出残余应力值;沸腾氯化镁试验可用于证明传热管的表面残余应力是否小于某个要求值。这两种方法便于实施,可满足工业化的核电用不锈钢传热管采购的检验需要。