给水泵油封装置O形密封圈的有限元非线性分析

为解决给水泵油封装置中O形圈因密封失效而引起泄漏的问题,利用有限元法对密封圈的大变形、超弹性进行非线性接触分析。首先建立密封圈与转动环沟槽之间的轴对称模型,分析O形圈在不同压缩率、不同轴向压力下的应力分布规律,进而对油封装置结构改进,最后利用试验台位测试油封的密封性能。结果表明:O形密封圈压缩率越大主接触面峰值应力越大,侧接触面应力基本不变;密封圈轴向压力的增加,接触应力也急剧上升,侧面接触应变较大,但工况内无胶料"挤出"发生;改进后双密封O形圈动环结构密封可靠性、安全性更高,在不同工况下进行密封性能试验,油封装置无泄漏,为油封密封圈选型以及避免给水泵实际运行中出现"滴、漏"现象具有一定的指导意义。

核电用双相不锈钢叶轮铸造工艺数值模拟及优化

采用ProCast软件对核电用双相不锈钢叶轮的铸造过程进行了模拟。通过对铸件凝固过程的温度场和速度场的计算,预测出缩松、气孔及夹渣缺陷的位置。预测结果与实际生产情况相吻合。在对缺陷分析的基础上,通过增加补贴量及降低浇注速度,提出了新的工艺方案,消除了铸件中的缩松、气孔和夹渣等缺陷,提高了铸件的质量。

核电站主管道取样管焊缝裂纹缺陷分析

通过对主管道取样管焊缝缺陷进行金相检验和断口形貌分析,结合材料性能、焊接工艺及管座加工等因素,对主管道取样管焊缝裂纹缺陷产生的原因进行分析。结果表明,取样管焊趾附近的裂纹为疲劳裂纹,引起疲劳开裂的重要因素是外表面焊趾附近形状突变、机加工沟痕较深,在机加工时经受疲劳载荷。分析结果为防止后续项目发生同类问题提供了理论依据。

核电站用海水深井泵双相不锈钢叶轮的铸造工艺研究及实践

双相不锈钢叶轮由于其形状复杂及材料铸造性能不良,在铸造过程中易产生的缩松、裂纹和夹渣等铸造缺陷。通过数值模拟分析对比两种铸造工艺的优缺点,分析了可能产生缺陷的原因,选择了最优的铸造工艺方案,生产出合格产品。生产实践表明:适当的过渡R角可有效防止叶片根部裂纹产生;差别化的模具缩率可以解决叶轮轴向和径向实际收缩不均问题;顶冒口比侧冒口更有利于降低收缩应力和排渣、排气;底注式浇注系统可减少夹渣缺陷。

核电用导流壳铸造工艺的数值模拟及实践

利用Procast软件对核电用导流壳的充型及凝固过程进行了计算模拟,预测了缩孔疏松的分布及夹渣可能出现的位置。结果发现,铸件在充型初期底部存在紊流,但由于流速缓慢,并未产生裹气夹渣缺陷;疏松敏感区除两端的法兰位置外,还分布在叶片与内外壁相交的几何热节处,可通过在外壁中间安置发热冒口,在铸件轴向中心安置顶冒口进行补缩。基于模拟分析结果改进工艺后,避免了疏松的产生,生产出了合格铸件。

提高厚壁锅炉管冲击性能的措施

分析了厚壁锅炉管冲击性能较低的原因。讨论矫直温度、工艺控制措施、终轧温度等对厚壁锅炉管冲击性能的影响,并对比分析了冲击性能合格与不合格产品的显微组织。研究结果表明,通过采取矫直时避开350℃脆性温度区、采用较小压下量、降低终轧温度、控制魏氏组织形成等措施,可明显地提高厚壁锅炉管的冲击性能。

固溶温度对铸造双相不锈钢微观组织及力学性能的影响

研究了不同固溶温度对00Cr22Ni5Mo3N铸造双相不锈钢微观组织和力学性能的影响。结果表明:在1 120～1 200℃温度区内固溶处理后,合金中的铁素体相比例随着固溶温度的升高而升高;冲击性能随着固溶温度的升高而降低;合金的拉伸强度和断面伸长率随固溶温度的升高变化不大;屈服强度在1 120～1 140℃温度阶段有所升高,在1 160～1 200℃屈服强度变化不大。

铸造隔断冷铁的设计与实践

在铸造生产中,隔断冷铁放置于两冒口之间,控制凝固方向,延长补缩距离,提高工艺出品率,但如果使用不当,易引起缩松和裂纹等缺陷。从铸件等效壁厚、冷铁影响区、冷铁吸热能力等方面考虑,制定出一套隔断冷铁的设计方法,可以计算出冷铁的长度、宽度、厚度和间距的尺寸参数值。在实践中,从减轻缺陷产生的角度,提出一些冷铁的应用变化形式和防止缺陷产生的措施。

压水堆冷却剂系统离心铸造管射线检测晶间衍射影像验证

对CPR1000压水堆冷却剂系统离心铸造管进行射线检测时,在底片上发现大面积黑白相间、边缘分界不清晰、没有规律性的不规则斑纹状或斑状的疑似缺陷影像显示。通过各种物理化学和无损检测方法对影像进行排除和验证,并与铸件典型缺陷图谱中的缺陷影像进行比较,判定其属于晶间衍射产生的非缺陷类影像显示,并进行了形成机理的分析。

中频炉炉衬材料的选择及影响炉衬寿命的因素

介绍了中频感应电炉炉衬材料的选用要求,分析了打结工艺、熔炼温度、熔炼材质、熔炼操作、熔渣侵蚀等对炉衬寿命的影响.通过选用适合的炉衬材料,执行严格的筑炉烘烤操作工艺,制定合理的熔炼工艺,采用新型辅助材料,以延长炉衬使用寿命,实现节能、降耗.

Bi对SnZnMg软钎料性能影响

本文研究了Bi元素对SnZnMg钎料物理性能、工艺性能的影响,试验结果表明,随着Bi的增加,合金熔程增大,铺展性能和润湿性显著提高,这主要与形成的Sn-Bi二次相及钎料与基板件金属间化合物状态有关。

AP1000钢制安全壳施工过程中不符合项分析及后续管理思考

AP1000钢制安全壳作为阻止裂变产物向环境释放保障核电站安全的第3道屏障,其施工作业量大,施工周期长,施工质量要求高,施工建造过程中极易产生不符合项。本文通过分析已施工完成的AP1000钢制安全壳施工不符合项产生原因,提出针对性的管理措施和建议。

热处理对超临界材料C12A钢组织与性能的影响

通过对超/超超临界火电机组用C12A耐热钢正火后进行不同回火温度的处理，研究了回火温度对其组织和性能的影响。结果表明，C12A材质在铸态下由板条马氏体和少量铁素体组成，经过正火加高温回火处理后，马氏体板条发生多边化回复，板条间分布弥散析出的碳氮化物，随回火温度的升高，马氏体形态和析出物的分布出现明显的变化。在730～810 ℃范围强度随回火温度升高而下降，回火温度继续升高，强度开始回升，伸长率则呈现相反的趋势。回火温度在750～770 ℃范围内，材料在保持强度适中的同时，得到较高的塑性和伸长率，具有较好的综合性能。

大型不锈钢导流壳的铸造工艺研究及实践

大型不锈钢导流壳铸件结构复杂,易产生变形、裂纹和夹渣等缺陷。通过对产品结构、质量要求、材料及使用状况进行分析,提出了缺陷解决方案。结果表明,模具精度、组芯精度和合箱过程控制是保证大型导流壳尺寸精度的关键,能够生产出合格产品;在大尺寸薄壁结构部位增加冒口有防止缩松和均匀应力作用;环形肋有利于防止环形结构变形。

Z6CNU17-04不锈钢叶轮缺陷补焊工艺

0前言 我公司承制的用于某核电站5、6号机组冷却水泵双面小叶轮,材质为Z6CNU17-04,采用铸造工艺制造,一旦发现铸造缺陷,将采用补焊的方法进行修复,根据客户技术条件及RCC-M M3208标准,补焊前需进行焊接工艺评定,来确定合理的补焊工艺规程。

海水循环泵双相不锈钢叶轮铸造工艺设计

分析了双相不锈钢海水循环泵叶轮的结构特点和铸造工艺难点，针对铸件尺寸及质量大、叶片薄、面积大且壁厚不均匀、热节点分散等特点，利用计算机模拟铸件凝固过程，预测缺陷部位，进行了铸造工艺设计，着重解决铸造过程中易出现的缩孔、缩松、裂纹等缺陷。经生产验证，铸件的外形尺寸、健全性、力学性能及无损探伤等均满足技术要求，为生产高质量的大型超级双相不锈钢叶轮提供了经验和技术数据。

中国钠冷快堆材料研发体系的研究

钠冷快中子反应堆(SFR,简称快堆)是中国发展第4代先进核能系统的主力堆型,也是中国核能技术实现闭式燃料循环和可持续发展的重要战略选择。目前快堆大部分关键结构部件均采用国外进口材料,成为严重制约中国快堆事业发展的瓶颈。根据中国钠冷快堆技术工程化与商业化发展的总体布局,分析了当前快堆材料的实际发展状况和所面临的核心问题,探讨了快堆材料研发的重点任务,并提出了快堆材料研发体系建设的基本思路及应对措施。同时,拟定了解决相应问题的快堆材料技术发展路线图,以期为中国钠冷快堆技术的发展提供支撑和借鉴。

316LN奥氏体不锈钢的高温拉伸断裂行为

用Gleeble1500D热力模拟试验机研究了锻造态的AISI316LN奥氏体不锈钢650-1300℃的热塑性及高温拉伸断裂行为,应变速率为0.5 s-1。结果表明,在650-1250℃温度范围内,材料的断面收缩率先随着变形温度的升高而降低,在850℃达到最低后开始大幅升高,高于1000℃时都保持在85%以上。但是当温度升高到1300℃时,由于晶粒尺寸急剧变大其晶界强度下降,断面收缩率又急剧降低。用光学显微镜(OM)和扫描电镜(SEM)观察了试样的热变形区的组织变化和断口形貌,发现材料在1000℃以上热变形时发生了动态再结晶。动态再结晶提高了材料塑性,阻碍了裂纹的扩展。在断口附近裂纹产生的过程包括微裂纹的形核、长大和聚集且和晶界处富集的夹杂物有关。能谱分析表明,这些夹杂物主要是球状的硫化物和不规则的氧化铝类夹杂物。

Z3CN20—09M铸造奥氏体不锈钢的低周疲劳行为

采用径向应变控制研究了Z3CN20—09M奥氏体不锈钢在室温和350℃高温下的低周疲劳行为.Z3CN20—09M不锈钢表现为先硬化后软化的循环特性,但硬化的程度取决于温度和应变幅.随着应变幅的增加,Z3CN20—09M钢的低周疲劳循环寿命逐渐减短,而相同循环次数下应力幅也随之提高.温度对Z3CN20—09M钢的低周疲劳行为影响较大,与室温相比高温下的循环硬化程度更高,相同应变幅下高温的低周疲劳寿命也高于常温下的寿命.通过疲劳实验的原位观察发现,奥氏体内的滑移面、夹杂物及奥氏体和铁素体两相的界面是疲劳裂纹可能的形核位置,奥氏体和铁素体两相的不协调变形使相界处产生应力集中,导致疲劳裂纹容易沿两相界面扩展.

AP1000主管道冷弯壁厚减薄

提出了一种改进的Johnson-Cook模型,用于室温和低应变速率下AP1000核电站主管道316LN奥氏体不锈钢的塑性变形过程研究.借助有限元软件ANSYS/LS-DYNA,对AP1000核电一回路主管道热段管冷弯成形过程进行模拟仿真,分析管道壁厚、相对弯曲半径、摩擦系数等工艺参数对壁厚减薄率的影响规律,拟合出壁厚减薄率的经验公式.全尺寸主管道冷弯试验结果表明,数值模拟结果准确可靠.