基于模拟件-产品件方法研究反应堆压力容器顶盖与多个CRDM管座焊接残余应力

提出模拟件-产品件有限元数值计算方法研究反应堆压力容器(RPV)顶盖与多个控制棒驱动机构(CRDM)管座焊接的残余应力分布。进行模型件制造和试验测试,获得温度循环、残余应力等数据,针对模拟件残余应力进行数值计算,以试验数据标定模拟件模型和算法并进行优化,最后将优化算法和模型应用于产品件的数值计算。将该方法用于包含2个非中心孔位置J型焊缝的RPV顶盖产品件焊接残余应力算。结果表明:模拟件-产品件的研究方法可应用于核电大型焊接结构的残余应力高效数值分析,CRDM管座焊缝之间的应力叠加效果不明显。     

贯穿件J形坡口焊接残余应力分析

核电站反应堆压力容器（RPV）顶盖控制棒驱动机构（CRDM）管座J形坡口焊缝在一回路高温高压水环境下存在应力腐蚀开裂（SCC）的风险，而焊接残余应力是SCC的主要驱动力。使用二维轴对称模型有限元方法对CRDM中心管座J形坡口进行焊接残余应力分析。为了探索一种简单、高效和保守的方法，研究了热源简化、焊缝形状简化、屈服强度、相变和强化行为对焊接残余应力的影响。结果表明:双椭球热源与均匀热源得到的残余应力结果基本一致；焊缝形状由鱼鳞状简化为方块模型对焊接残余应力结果影响不大，但是与合并焊道的结果相差较大；采用低屈服强度得到的残余应力结果并不保守；在ANSYS软件中，固液相变对残余应力结果影响不大；等向强化模型的结果比随动强化模型的结果保守；在工程上，建议采用均匀热源、方块焊道模型和等向强化模型进行焊接模拟。      

焊接残余应力有限元分析技术研究

本文以岭澳核电站控制棒驱动机构(CRDM)耐压壳Ω焊接为例,应用ANSYS有限元生死单元技术模拟焊接流程,并计算焊接后残余应力的分布,绘制残余应力分布曲线并进行计算结果分析.通过本项目的研究,掌握了焊接残余应力的分析技术,达到了研究目的.     

镍基合金压力容器环形焊缝残余应力数值模拟与失效应力分析

根据英国结构完整性评估标准BS7910(2013),考虑焊接残余应力影响,采用失效评估图(Failure Assessment Diagram,FAD)方法对镍基合金压力容器焊接部位内表面裂纹进行安全评估。首先采用有限元分析(Finite Element Analysis,FEA)方法,对压力容器V型、X型坡口环焊缝多层多道对接焊进行数值模拟,获取焊接残余应力分布,并将V型坡口对接焊焊接残余应力曲线与BS7910(2013)标准残余应力分布进行了对比;其次,对BS7910(2013)1级-FAC曲线进行公式化简,在焊接位置考虑残余应力、应力集中、塑性失效因子三因素的影响,对轴向内部半椭圆裂纹进行了失效应力预测。结果表明:残余应力的分布直接影响计算结果,残余拉应力越大,相应失效应力越小;残余应力值和裂纹深度a保持不变,失效应力计算结果随c/a(c为裂纹半长)增大而减小;当c/a比值不变,失效应力值随着a增大而减小。本文焊接残余应力模拟即及失效应力预测方法为以后含缺陷压力容器及管道失效应力计算(寿命预测)提供一定的参考。     

控制棒驱动机构上部Ω焊缝堆焊修复结构完整性分析

针对核电厂控制棒驱动机构（CRDM）上部Ω焊缝堆焊修复（WOR）技术，采用数值模拟方法进行了修复结构完整性评估。根据堆焊修复参数制定二维轴对称高斯热源等效输入，并采用ANSYS程序的单元生死技术模拟焊接过程，得到了结构的焊接残余应力。考虑电厂运行的全部瞬态，计算了结构的瞬态应力，并开展了疲劳分析。结合焊接残余应力分析和瞬态应力分析的结果，开展了断裂力学分析。结果表明，WOR结构的疲劳结果、应力强度因子及裂纹扩展等方面均能满足相应的规范要求。      

反应堆压力容器CRDM管座设计改进

对控制棒驱动机构(CRDM)管座压力试验后管座内径、垂直度等关键配合尺寸变大问题,基于目前采用的CRDM管座设计结构和制造工艺,从CRDM管座焊缝结构设计、不锈钢材料特性、管座设计强度、压力试验实施等方面对CRDM管座内径尺寸变化和垂直度变化原因进行分析,确定了尺寸变化的原因,并提出效控制关键参数的措施。     

反应堆控制棒驱动机构管座焊接坡口及密封焊焊缝三维设计

通过分析反应堆控制棒驱动机构管座焊接坡口及密封焊焊缝的平面和空间形状,定义了4条空间的相贯线,提出了管座焊接坡口及密封焊焊缝的三维设计思路与要点;利用UG软件实现了管座焊接坡口及密封焊焊缝的参数化设计,分析了影响管座密封焊焊缝截面积的主要因素.测量结果表明,使用样条法建立的管座焊接截面积误差均控制在0.8%以内.     

焊接残余应力对316LN不锈钢应力腐蚀裂纹扩展速率的影响

核电站不锈钢管道焊接过程中引入的残余应力对焊接接头的应力腐蚀开裂性能有较大影响。本文针对一AP1000主管道316LN不锈钢焊接模拟件进行残余应力分析和应力腐蚀裂纹扩展速率测量,得到了焊后原始状态和去应力热处理状态的焊接热影响区材料在高温高压水中的应力腐蚀裂纹扩展速率。实验结果表明,焊接残余应力明显提高了热影响区的应力腐蚀裂纹扩展速率,且在含氢的压水堆一回路正常水化学下焊接残余应力的影响更加显著。     

2219铝合金搅拌摩擦焊和钨极保护焊残余应力的中子衍射和有限元方法研究

正利用中子衍射法对2219铝合金搅拌摩擦焊(FSW)和非熔化极惰性气体钨极保护焊(TIG)焊接件开展了三维残余应力测量,并对残余应力分布规律进行了分析,结果示于图1。结果表明:焊接件的纵向残余应力数值较大;FSW焊接残余应力整体小于TIG焊;FSW焊接和TIG焊接残余     

CRDM管座垂直度变化与可更换性分析

针对现有成熟并广泛采用的控制棒驱动机构(CRDM)管座与反应堆压力容器封头连接结构形式及制造工艺,分析反应堆压力容器水压试验后CRDM管座垂直度变大现象及管座受损后的可更换性问题,基于影响CRDM管座垂直度变化及制约管座更换的关键因素,对管座与封头连接结构进行设计改进,改进后的连接结构可有效解决垂直度控制难题并降低管座更换难度。     

秦山二期工程反应堆压力容器管座焊接设计和工艺研究

秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有3种类型的管座.重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接没计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响.介绍了焊接工艺中控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施.还根据1#和2#机组压力容器制造经验的反馈,吸取国际上容器设计的先进技术,提出了反应堆压力容器管座焊接变形的控制措施.     

CRDM中部?密封环堆焊修复裂纹扩展分析

核电厂控制棒驱动机构(CRDM)耐压壳采用?密封环焊接安装在反应堆压力容器顶盖的管座上。一回路水应力腐蚀易诱发?密封环焊缝产生裂纹导致泄漏,需采用堆焊技术进行修复以保证?密封环结构完整性。基于ASME规范中的断裂力学分析方法,针对?密封环堆焊修复的设计结构,开展疲劳和应力腐蚀引起的裂纹扩展分析计算,为?密封环堆焊设计和评定提供参考。     

焊接结构中的残余应力

本文讨论了焊接结构中残余应力的性质,包括其大小、方向性、空间分布、范围和种类。以下因素均会对残余应力产生影响：材料性能、材料制造、焊接构件的几何形状和加工工艺、焊接工艺、焊后处理工艺和服役条件。本文给出了板对接焊缝、管对接环焊缝以及表面堆焊中的残余应力分布实例。这些实例表明,不同几何形状的焊接接头,其残余应力的大小和分布是不同的。本文验证了各构件材料的力学性能、热学性能和相组成对残余应力的影响,以及在焊接过程中残余应力对焊道顺序和焊接中所使用约束的敏感性,并采用管材和压力容器的对接环焊缝的一般范例来进一步阐明测量点到焊缝的距离及焊后热处理对残余应力的影响。残余应力的实测值或模拟计算值存在大的分散性和不确定性。这种分散性可能是由测量点或材料性能的差异等系统因素造成的,或者是由所测数据的实验误差、模拟分析时的错误假定,或者是由预先存在的残余应力、记录不全的焊接或制造工艺和未记录的局部修复等未知因素导致的。为了提高残余应力的预测准确度和降低不确定性,需要更好地记录焊接结构及其零部件材料的制造过程、服役史,并更好地理解和分析许多可能影响残余应力的工艺过程。     

焊后热处理对16MND5钢焊接组织结构与残余应力的影响

16MND5钢广泛应用于核岛承压容器构件,其焊接接头不可避免地会引入高的残余应力,而焊后热处理可有效消减焊接残余应力以克服应力腐蚀裂纹的影响。本工作利用轮廓法和中子衍射技术研究了焊后热处理对16MND5钢焊接残余应力的影响。结果表明,轮廓法与中子衍射测试结果在趋势和数值上取得了较好的一致性,焊后热处理使焊接态的残余应力峰值从约420 MPa降低至约210 MPa。同时,利用金相法和SEM研究了焊后热处理对焊缝区域组织结构的影响。结果表明,焊后热处理主要表现为贝氏体和少量自回火马氏体的焊缝中心组织转变为回火贝氏体和回火马氏体,热处理后的焊缝区晶粒明显长大。     

铍电子束环形焊件残余应力测试方法及其数值模拟研究

推导了 Modified-ψ 法应力测试及其穿透深度的计算公式,并利用它测试了铍环形焊件热影响区和基体材料中的残余应力。对电子束焊接的铍环其焊缝附近外表面为拉应力,内表面为压应力。由于 Modified-ψ 法透入深度太大,不能用来测定铍的表层残余应力,引入多波长法成功地测试出了铍环表层的应力及应力随层深的分布。同时针对电子束焊接过程的特点,编写了用于应力场计算的有限元分析程序。运用编写的程序分别对不同尺寸及焊接工艺的三个铍环电子束焊接样品进行了有限元分析,并将计算结果与实测值进行了比较。结果表明:有限元计算结果与实测值吻合得较好,为先期预测焊件中残余应力的大小和分布从而优化焊接工艺提供了参考依据。     

铍电子束环形焊件残余应力测试方法及其数值模拟研究

推导了Modifled—Ψ法应力测试及其穿透深度的计算公式,并利用它测试了铍环形焊件热影响区和基体材料中的残余应力。对电子束焊接的铍环其焊缝附近外表面为拉应力,内表面为压应力。由于Modified—Ψ法透入深度太大,不能用来测定铍的表层残余应力,引入多波长法成功地测试出了铍环表层的应力及应力随层深的分布。同时针对电子束焊接过程的特点,编写了用于应力场计算的有限元分析程序。运用编写的程序分别对不同尺寸及焊接工艺的三个铍环电子束焊接样品进行了有限元分析,并将计算结果与实测值进行了比较。结果表明:有限元计算结果与实测值吻合得较好,为先期预测焊件中残余应力的大小和分布从而优化焊接工艺提供了参考依据。     

反应堆压力容器内部大尺寸环形异种金属焊缝残余应力分布研究

获得反应堆压力容器内部大尺寸环形异种金属焊缝残余应力分布可为反应堆压力容器结构设计和制造工艺优化提供指导,通过设计和制造能够代表产品焊接结构形式的镍基合金和低合金钢异种金属焊接结构模拟件,采用轮廓法测试焊接结构模拟件内部纵向残余应力,采用有限元法模拟计算焊接结构模拟件横向和纵向残余应力,获得了整个异种金属焊接接头残余应力分布特征。结果表明:焊缝区域内部纵向残余应力为拉伸应力,峰值应力达到500 MPa左右,并且表层应力大于内部应力,峰值应力出现在距下表面3 mm和24 mm位置;横向残余应力在焊缝区域从上表面到下表面的分布为拉应力-压应力-拉应力,压缩横向残余应力峰值达到?300 MPa,出现在距下表面约18 mm位置。本文研究可为焊接结构设计提供理论指导。      

控制棒驱动机构自然循环冷却方式的可行性研究

传统的二代压水反应堆主要是采取鼓风机鼓风的方式对控制棒驱动机构(Control Rod Drive Mechanism,CRDM)进行强制通风冷却,该冷却方式耗能较大且无法保证绝对安全可靠。本文针对于大亚湾核电站中CRDM群的布置方式,采用中广核新型的EMC-B型控制棒驱动机构的结构及材料物性参数,运用了计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)分析方法,研究了当采用空气自然循环冷却方式时,CRDM群及各线圈的温度分布,探索对CRDM群采用空气自然循环冷却方式的可行性。模拟分析结果表明:总体来看,处于外围和中心位置处的CRDM的线圈温度,要比中间区域的CRDM线圈温度高;对于给定计算工况,各线圈的最高温度为198°C,低于限制温度(200°C),表明对于所研究的CRDM群,依靠空气的自然对流,可以对CRDM进行有效冷却。计算结果可为新型CRDM群分布设计提供参考。     

2219铝合金搅拌摩擦焊和钨极保护焊焊接件残余应力的中子衍射研究

利用中子衍射法对2219铝合金搅拌摩擦焊(FSW)和钨极保护焊(TIG)焊接件开展了三维残余应力测量,并对残余应力分布规律进行了分析。结果表明:焊接件的纵向残余应力数值较大;FSW焊接件残余应力整体较TIG焊接件的小;FSW和TIG焊接件的残余拉应力最大值分别为101 MPa和174 MPa,FSW焊接件残余拉应力最大值较TIG焊接件的小;FSW残余拉应力最大值处于轴肩边缘,且前进侧峰值大于后退侧峰值;TIG焊接件残余拉应力最大值处于焊缝边缘。通过中子衍射实验获得的焊接件残余应力分布,将可用于焊接工艺的优化与焊接件的寿命预测。     

燃料组件上、下管座组装焊接工艺

秦山200MWe核电厂燃料组件的上、下管座是由不同厚度的板角块、角钢等拼焊而成的。焊缝集中,有长有短,形成交叉接头。在焊接过程中易产生焊接缺陷,如夹渣、气孔等,且整个管座焊接后变形难以控制;因此,焊后精加工尺寸无法达到设计要求。该厂采用组装-焊接工艺,自行设计、加工了三套管座焊接用转动夹具,完成了焊接工艺评定试验;确定了焊接工艺参数,制定了一套管座组装、焊接工艺质保措施等。1987年8月7～9日的部工艺审定会上通过了工艺审定,目前已用于管座生产。