核电站钢制安全壳安装焊缝热处理装置制造方法及图纸

本实用新型专利技术涉及一种核电站钢制安全壳安装焊缝热处理装置及热处理方法，属于核电站建造技术领域。该装置主要由主体骨架（Z-1）、加热保温器（Z-2）、行走机构（Z-3）、温度传感器件（Z-4）、自动温控仪（Z-5）组成。热处理时，将热处理装置的行走机构支撑在安全壳壁板的上沿，并沿其移动行走机构，使安全壳壁板两面的加热保温器处于夹持待热处理焊缝的位置，再将温度传感器安置在待热处理的焊缝处，接通电加热器件后，在自动温控仪的闭环控制下，将焊缝加热至预定温度。本实用新型专利技术使保温棉、电发热器件、焊缝间紧密贴合，通过确保热处理质量和效率，显著提高焊缝质量，缩短焊接工期。（*该技术在2024年保护过期，可自由使用*）

【技术实现步骤摘要】
核电站钢制安全壳安装焊缝热处理装置
本技术涉及一种核电站钢制安全壳安装焊接用的装置，尤其是一种核电站钢制安全壳安装焊缝热处理装置，同时给出相应的热处理方法，属于核电站建造
。
技术介绍
安全壳(CV)作为非能动系统的重要组成部分，在事故工况下能有效阻止安全壳内部压力超出设计值和防止放射性物质外泄，是保证核电安全运行的重要设备之一。AP1000三代核电站钢制安全壳是一个密封性钢容器，包括底封头、筒体及顶封头三部分，均由40mm?50mm厚低合金高强韧SA738Gr.B钢板拼焊而成，焊缝总长约为3400m，坡口截面大，相比CPR1000、EPR等堆型核电站，焊接工作量至少增加了 8倍。核电建造对CV所有焊缝的质量要求非常严格，焊接接头的致密性、强韧性、焊接变形量等是必须控制和保证的质量指标。特别是，为防止40mm?50mm厚低合金高强韧SA738Gr.B钢板的焊接裂纹，消除焊后存在的残余应力确保焊接接头综合机械性能，CV所有焊缝均需采取严格、精确的热处理工艺，主要包括焊前预热、焊后消应力热处理等。目前我国所有AP1000核电机组的建造中，热处理工作通常采用火焰烘烤法或简本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种核电站钢制安全壳安装焊缝热处理装置，其特征在于：主要由主体骨架(Z‑1)、加热保温器(Z‑2)、行走机构(Z‑3)、温度传感器件(Z‑4)、自动温控仪(Z‑5)组成； 所述主体骨架(Z‑1)主要由顶端带连接板(1‑10)的至少两根立柱(1‑11、1‑12)、上下间隔固定在两根立柱之间的横梁(1‑21、1‑22、1‑23、1‑24)构成； 所述加热保温器(Z‑2)主要由电加热器件(2‑R)和保温棉(2‑W)构成；所述保温棉(2‑W)的一面具有凹槽，所述电加热器件(2‑R)安置于凹槽内紧密贴合，用金属丝网(2‑S)裹覆成整体； 所述行走机构(Z‑3)由连接面板(3‑1)、从连接面板下表面朝下延...

【技术特征摘要】
1.一种核电站钢制安全壳安装焊缝热处理装置，其特征在于:主要由主体骨架(Z-1)、加热保温器(Z-2)、行走机构(Z-3)、温度传感器件(Z-4)、自动温控仪(Z-5)组成； 所述主体骨架(Z-1)主要由顶端带连接板(1-10)的至少两根立柱(1-11、1_12)、上下间隔固定在两根立柱之间的横梁(1-21、1-22、1-23、1-24)构成； 所述加热保温器(Z-2)主要由电加热器件(2-R)和保温棉(2-W)构成；所述保温棉(2-W)的一面具有凹槽，所述电加热器件(2-R)安置于凹槽内紧密贴合，用金属丝网(2-S)裹覆成整体； 所述行走机构(Z-3)由连接面板(3-1)、从连接面板下表面朝下延伸的两对行走限位板(3-2)、安装于相对的行走限位板上部之间的传力轴(3-4)，以及套在传力轴上的行走滚轮(3-3)构成； 所述行走机构(Z-3)的连接面板(3-1)下表面两侧分别固定一主体骨架(Z-1)，所述主体...

【专利技术属性】
技术研发人员：张科青，费松，陈宝智，秦亚林，别刚刚，马富巧，陈美丹，
申请(专利权)人：中国核工业华兴建设有限公司，
类型：新型
国别省市：江苏;32