堆内构件用不锈钢埋弧焊丝焊剂的国产化应用研究

目前国内堆内构件吊篮筒体的纵缝与环缝主要采用埋弧自动焊焊接,所用焊材均为进口焊材,因此国产化不锈钢焊丝-焊剂的应用研究十分重要。本研究通过试板焊接验证国产焊材的综合性能,包括力学性能、工艺性能,并与进口焊材进行对比分析。结果表明,国产不锈钢埋弧焊丝焊剂(CHW-308LHRN+CHF601HR)在室温力学性能上略优于进口焊材,高温力学性能相当,δ铁素体含量与进口焊材相当,耐晶间腐蚀性能同样优秀。此外,国产焊材的焊接工艺性能虽与进口焊材存在少许差异,但已能满足使用要求。因此,国产不锈钢埋弧焊丝焊剂可以用于堆内构件主体焊缝的焊接,具有广阔的市场前景和应用潜力。

AP1000反应堆控制棒导向筒组件焊接变形控制

介绍了AP1000反应堆控制棒导向筒组件的设计要求及结构,针对控制棒导向筒组件TIG焊接后较易产生变形,提出了重新优化设计焊接坡口及采用真空电子束焊接等几种措施,尽可能减少焊接变形。

堆内构件钴基耐磨堆焊缺陷分析与研究

堆内构件是反应堆内的关键部件,为核燃料组件提供支承与定位,它既需要精确定位,还要防止流致振动导致的疲劳破坏。钴基合金具有良好的耐高温、耐疲劳、耐磨损等性能,是十分理想的定位处的接触材料。某核电项目堆内构件零件钴基合金堆焊后出现了较多缺陷,还导致个别零件报废。介绍了钴基合金耐磨机理,并从堆焊的各要素出发分析产生缺陷的原因。

TiO_2纳米复合薄膜制备及光催化性能研究

用浸渍提拉法在玻璃基片上制备TiO2_纳米薄膜和TiO2_/ZnFe2_O4_纳米复合薄膜,利用X射线衍射(XRD)、扫描电镜(SEM)、原子力显微镜(AFM)、X射线光电子能谱(XPS)以及紫外-可见分光光度计等分析测试方法对制备薄膜的相结构及光吸收性能进行了分析和表征。结果表明,在500℃热处理下薄膜为锐钛矿型,粒度在20nm^30nm;复合后薄膜的光吸收边发生了红移,不同的复合方式影响亚甲基蓝染料的光催化降解效率。

反应堆堆内构件仪表套管焊接变形的控制

针对核电厂反应堆堆内构件不锈钢仪表套管柱在自由状态下焊接时,较易出现焊接变形的不符合项,提出一系列包括优化焊接工艺和参数等的控制焊接变形措施。焊接后的液体渗透检验、射线照相检验及尺寸检查结果表明,按此改进工艺焊接的仪表套管柱无缺陷存在;焊接变形量大大减少,位置度、尺寸精度均符合设计要求。

核反应堆堆内构件用304H奥氏体不锈钢敏化非腐蚀条件下的性能研究

介绍了压水型反应堆堆内构件常用的各种奥氏体不锈钢牌号,包括化学成分和力学性能差异。结合压水型反应堆堆内构件用材料的性能要求,分析了304H奥氏体不锈钢在敏化条件下的碳化铬Cr23C6在晶界的析出形态以及各种腐蚀介质对304H不锈钢性能的影响。研究了304H不锈钢在敏化非腐蚀条件下的力学性能。结果表明,敏化后的304H不锈钢,力学性能有一定程度的下降。

基于OpenCV的物体定位与捕捉系统设计

为协助机械臂完成一些高度危险或人力不可达的工作,提出了一种低成本设计方案,设计了一种利用视觉定位辅助机械臂捕捉目标的系统。该系统利用开源的OpenCV视觉库,实现目标物体的识别、定位、跟踪、捕捉。经测试,在实际对象可能存在的不同使用条件下,本系统的物体定位精度均能满足机械臂捕捉需求,具备抗干扰能力。

奥氏体不锈钢焊接接头弯曲试验的理解与争议——探讨统一相关标准要求的可能性

焊接工艺评定、焊材验收、焊工/焊接操作工技能评定等需要考核焊接接头的力学性能。关于焊接接头力学性能试验,国外内不同的标准体系之间存在很大差异。本文针对ASME规范、RCC-M规范以及其他国内外相关标准对焊接接头弯曲试验的不同规定及其存在的争议,提出了笔者自己的理解和认识,并结合核电建设的工程实践经验以及弯曲试验的原理和目标,对统一相关标准要求的可能性进行了探讨。

“华龙一号”一体化堆顶结构下部围筒筒体焊接缺陷分析与改进

":华龙一号"一体化堆顶结构CRDM抗震支撑结构下部围筒筒体在焊接过程中连续出现两次返修补焊,在最后一次返修补焊清除缺陷过程中,由于发现较多的焊接裂纹,导致下部筒体整体报废。详细分析了下部筒体焊接缺陷产生原因,采取了变更焊接坡口设计、优化焊接工艺参数、变更焊接坡口位置、采取整体锻件等改进措施。这些改进措施对后续"华龙一号"以及AP1000核电机组一体化堆顶结构围筒的焊接具有重要的借鉴意义。

考虑瞬态分析的反应堆结构关键间隙优化设计

反应堆堆内关键间隙设计是反应堆堆内构件结构设计的关键内容。分析了影响堆内构件与压力容器间间隙值的影响因素,针对三种典型间隙,基于通用有限元软件ANSYS,研究了瞬态工况下反应堆内关键间隙变化,提出了一种新的反应堆内关键间隙优化设计方法。研究成果已成功应用于三代核电华龙一号反应堆内关键间隙的优化设计中,有效提高了反应堆内关键间隙设计的合理性和可靠性。

压水堆核电厂堆内构件结构材料优化选择

堆内构件是反应堆内部的关键设备,属安全相关级。由于长期工作在高温、高压和高辐照的环境条件,对堆内构件材料的要求较高。结合不同国家堆内构件常用牌号的几种不锈钢材料,分析了它们的耐腐蚀性能、焊接性以及辐照性能等,从而给出了推荐的材料选择。

“华龙一号”核电厂堆内构件钴基合金堆焊优化设计

核反应堆堆内构件的左、右嵌入件与导向销以及径向支承键与U形嵌入件需进行钴基合金堆焊以保证耐磨性能。前期核电项目采用手工钨极氩弧堆焊,堆焊层会出现不同程度的气孔、夹杂甚至裂纹,导致较多不符合项的产生。在大量吸取前期核电厂堆焊经验教训的基础上,本文对堆内构件钴基合金堆焊从设计和工艺方面进行了优化改进,改进后的检验结果显示,堆焊层质量大大提高,表层硬度均匀,硬度线过渡柔和,堆焊层缺陷大大减少。

激光增材制造技术在核电堆内构件304LN不锈钢大型复杂结构件上的应用

将激光增材制造技术用于核反应堆堆内构件304LN奥氏体不锈钢大型复杂结构件的制备,利用金相显微镜和扫描电镜分析,对焊态及热处理态熔覆层组织进行微观分析,并对熔覆态及热处理态熔覆层开展力学性能试验。结果表明:激光熔覆304LN不锈钢熔覆层组织由沿熔覆增高方向贯穿多层外延生长的柱状晶组成,柱状晶内包含多个细长整齐排列的树枝晶,奥氏体基体上分布着大量沿熔覆增高方向排列的残余铁素体;固溶处理后残余铁素体消除,奥氏体基体上析出大量碳化物。304LN奥氏体不锈钢熔覆态组织具有良好的力学性能。

核反应堆堆内构件现场焊接质量控制

文章介绍了我国目前在建的二代改进型百万千瓦级核电厂反应堆堆内构件现场焊缝的主要种类、焊接方法及设计要求,结合国内M310堆型核电厂多次出现的焊穿、虚焊、焊瘤、咬边、母材弧伤、焊点数不足等焊接质量缺陷,分析了产生缺陷的原因,提出了设计优化、工艺改进以及加强质量监管的处理措施,对于后续M310堆型核电厂以及"华龙一号"、EPR和AP1000为代表的三代核电厂的现场焊接,都具有重要的参考和借鉴意义。

压水堆堆内构件用大锻件超声波检验标准浅析

对RCC-M与ASME规范关于堆内构件用大锻件的超声波检验一些重要规定进行了介绍与对比,从超声波检验用设备、探头、试块以及验收准则等方面进行了对比分析,为核电工程设计与设备制造厂材料采购时更好理解与使用规范及标准提供借鉴。

核电站堆内构件吊篮筒体的无损检测

介绍了RCC-M规范下压水堆核电站堆内构件吊篮筒体的无损检测技术,包括液体渗透、射线与超声波检测。同时介绍了各种检测方法应注意的事项,以更好实现吊篮筒体的无损检测,确保焊缝与堆焊层的焊接质量。

无损检验在反应堆堆内构件制造中的应用

介绍了RCC-M规范下多种无损检验技术在压水堆反应堆堆内构件制造中的应用,主要包括液体渗透、射线与超声波检验。同时介绍了各种检验方法应注意的事项,以更好地实现堆内构件的无损检验,确保堆内构件的产品质量。