核电厂堆芯支承下板热处理工艺优化设计

堆芯支承下板起到支承燃料组件的作用,其表面不平度对燃料组件安全运行至关重要。工程中堆芯支承下板局部热处理后发生了不平度超差问题,因此亟需开展热处理工艺优化设计,避免再次发生类似问题。通过建立堆芯支承下板与吊篮的热处理数值模型,获得热处理后的表面不平度结果,并进一步开展了堆芯支承下板热处理工艺优化设计,为后续产品的热处理工艺制定提供了指导。     

核电厂堆芯支承下板与吊篮热处理变形数值分析

堆芯支承下板和吊篮均属于核反应堆中的关键组件,对反应堆安全运行起着重要作用。面向堆芯支承下板和吊篮的热处理变形问题,首次尝试建立堆芯支承下板与吊篮的"热-力"直接耦合热处理数值模型,并系统分析热处理过程中堆芯支承下板和吊篮的温度场和残余变形的变化规律;最后通过对比模型结果和工程测量结果,验证了模型和结论的正确性,该分析模型可为后续揭示热处理残余变形机理和热处理工艺优化设计提供模型基础。     

“华龙一号”核反应堆堆芯板的制造

"华龙一号"核反应堆堆芯板位于压力容器的吊篮筒体中,与燃料组件定位销组装后用于定位反应堆燃料组件,并在核反应堆运行时限制燃料组件位移。介绍了堆芯板的技术要求与材料特性,论述了堆芯板的制造流程,分析了制造难点与应对措施。     

核电站堆芯吊篮振动频率下降研究

通过分析堆外中子噪声,识别堆芯吊篮振动频率并跟踪其变化,发现在核电站运行期间,同一个燃料循环周期内的堆芯吊篮梁型振动频率呈下降趋势,核燃料更换后的下一个燃料循环初期,频率恢复到前一个燃料循环初始值附近。对堆芯吊篮进行静力学分析,以确定其潜在的影响因素。建立压水堆内部构件的装配体模型并采取摩擦接触方法,以综合考虑堆芯吊篮法兰处的力学约束。采用流固耦合法将冷却剂对堆芯吊篮的作用力映射到堆芯吊篮结构上,并采取有限元法对堆芯吊篮进行了预应力模态分析,得到了堆芯吊篮梁型振动频率下降的原因和机理。结果表明：堆芯吊篮梁型振动频率的下降是由燃料组件压紧弹簧刚度的退化引起,随着燃料组件压紧弹簧刚度减少,轴向预紧力不足以补偿冷却剂作用力,堆芯吊篮法兰出现位移,接触刚度降低,导致模态频率的下降。     

反应堆堆芯支承下板结构完整性评定

作为反应堆堆内构件中一个重要的堆芯支承结构,堆芯支承下板在反应堆服役期间将承受多种载荷的作用。为了保证其在设计寿期内的结构完整性,需要根据ASME锅炉与压力容器规范(BPVC)第Ⅲ卷NG分卷,对其开展相关的应力分析和评定。应用ANSYS有限元软件建立堆芯支承下板及其连接部件的三维有限元模型,通过静力分析、瞬态温度场分析和瞬态热应力计算,分别得到机械和热载荷作用下的应力分布,最后根据ASME BPVC第Ⅲ卷NG分卷开展对堆芯支承下板的结构完整性评定。     

滚子夹套式回转支承轮压均衡方法研究

针对大型回转式起重机械采用滚子夹套式回转支承存在的轮压分布不均衡问题,提出了改变回转支承上轨道不平度的解决方案,探讨了应用有限元分析软件模拟调整轨道不平度实现轮压均衡的具体方法,并设计了验证性试验对实物模型进行了现场测试。试验结果表明,通过调整回转支承上轨道不平度可以改善轮压分布,证明以文中提出的有限元方法指导调整回转支承上轨道不平度可行。     

核供热堆堆芯冷却剂出口温度的软测量方法

该文阐述了一种用于200MW核供热堆（NHR－200）堆芯冷却剂出口温度的软测量方法。两支铠装热电偶被置于燃料元件盒支承格子板侧面的空间正交沟槽中，用这两支热电偶所测得的温度计算堆芯燃料元件盒冷却剂的出口温度。此测量方法已通过实验验证，并得到了用于计算堆芯冷却剂出口温度的经验公式。对于NHR－200，堆芯燃料元件盒冷却剂出口温度的最大测量误差为1．7℃。     

装卸料机主提升同心度问题分析与处理

针对某核电厂在执行装料前堆芯坐标验证工作时发现的装卸料机转塔旋转180°后模拟燃料组件无法在堆芯中正确落座问题,从装卸料机夹爪、固定套筒、伸缩套筒和模拟燃料组件几方面进行了原因查找与分析。发现装卸料机夹爪发生意外磕碰使得伸缩套筒下端的连接法兰产生形变,进而导致装卸料机主提升的同心度参数出现超差,该偏差在传递至模拟燃料组件下管座的过程中被进一步放大,加之装卸料机坐标意外被整体偏移,最终造成了堆芯坐标验证异常问题的产生。提出了相应的处理方案并最终彻底解决问题。     

核电厂装卸料机堆芯定位试验方法改进

介绍了压水堆核电站装卸料机的堆芯定位原理和堆芯定位试验方法,重点分析了"单点定位法"和"四点定位法"在解决堆芯定位试验过程中模拟燃料组件与下部堆内构件围板磕碰问题时存在的不足,在此基础上提出了"四点定位+坐标修正"的堆芯定位试验方法。目前该堆芯定位试验方法已成功应用于国内多个核电项目建设,应用结果表明:"四点定位+坐标修正"的方法可以确保堆芯定位试验一次成功,提升了工作效率,还可以对堆芯坐标参数进行校正,确保其更加合理。     

AP1000堆芯罩制造技术研究

AP1000堆芯围筒组件由二代加的螺钉连接改为目前的全焊接形式，焊接结构复杂，精度要求高，制造难度大。堆芯罩由C形板组件、W形板组件、上法兰、下法兰以及大量的筋板焊接而成。C形板和W形板采用冷作折弯成形，堆芯罩8条纵焊缝采用激光焊接的形式。通过制造研究，目前能很好地完成堆芯罩的制造，并且所有尺寸均符合设计要求。     

堆内构件上支承组件在事故工况下的应力计算

堆内构件上支承组件采用不同的建模方法,分别采用壳单元和梁单元相组合的建模模式、壳单元和壳单元相组合的建模模式、实体单元建模的模式,对堆内构件上支承组件进行了有限元应力计算,比较了不同建模模式下应力计算的各自特点,堆内构件上支承组件实体单元建模模式应力计算结果精确并能满足RCC-M规范应力评定要求,壳单元和梁单元相组合的建模模式、壳单元和壳单元相组合的建模模式应力计算结果保守且应力评定需等效处理其计算结果。堆内构件上支承组件采用整体实体单元全模型建模的计算方法,计算精确且应力评定简单直接,它可应用于其他工况和不同堆芯堆内构件应力计算及其应力评定。     

蒸汽发生器的研制

通过300 MW蒸汽发生器制造过程中的管板镍基电渣堆焊、管板组件深孔加工、管子管板胀接、筒体与下封头局部热处理等关键工艺研制,掌握了其制造技术和质量控制要求。     

121—C氨合成塔进出口换热器管系制造工艺研究和应用

本文介绍了超细长比的大型列管式固定管板换热器管系构架组装,穿管和管系与壳体组装工艺。提出了保证其主要零件,支承板,折流板上对应孔在组件组装后的同轴度,壳体直线度的制造工艺与技术测量措施。     

旋转多段舱组件布局优化方法

针对多舱段(或支承面)卫星舱组件布局未考虑动态组件分配将限制其进一步优化问题,提出一种动态组件分配与组件布局集成优化方法。采用禁忌搜索算法实现可变组件分配,即在优化迭代过程中不断重新分配组件至各舱段(或支承板面),采用改进粒子群算法实现该组件分配方案下的组件布局优化。以简化的卫星返回舱为背景的旋转多舱组件布局优化案例验证表明,该方法显著提高了其布局设计指标的质量。     

航空活塞发动机导流板组件反求设计

针对航空活塞发动机导流板组件的反求设计,采用三维扫描方式获得点云数据,利用Geomagic Studio软件对点云数据进行处理后,将形状要素拟合成几何特征,并导入Pro/E软件中测得所需尺寸,在Pro/E软件的钣金设计模块中建立了三维模型。利用光谱仪测得导流板组件化学成分,反求设计了材料,依据导流板组件使用要求和加工特点,设计了热处理要求。验证结果表明,反求所得的三维模型与原件误差较小。     

MKD7675数控双端面磨床上料机构的改进设计

分析MKD7675数控双端面磨床上料机构结构特点及存在的问题,针对机床的使用范围受到限制,改进了上料机构的送料盘、料盘套(组件)和支承板设计,将送料盘和料盘套(组件)合二为一,简化了结构;将支承板中的2个回转支承点由滚动滑轮改由滚动轴承支承定位,降低了磨削中套圈的摩擦阻力,支承板设计为带长槽的结构,方便调整。实践证明,改进结构合理可行。     

利用激光局部硬化效应提高2B06铝合金板材拉深成形性研究

针对2B06铝合金复杂零件成形困难问题,提出了利用激光热处理局部硬化提高板材成形性的思路。在通过激光热处理试验研究了铝合金板的激光硬化效应的基础上,采用数值模拟计算了铝合金板激光热处理过程中激光光斑路径和其周边热影响区域的峰值温度场,并通过实际测温验证了其准确性。提出并构建了耦合性能梯度的差性坯料模型,对激光局部硬化的杯形件拉深成形性进行了模拟和试验研究。结果表明,激光扫描方式可以形成稳定的梯度温度场并对周边非加热区影响较小,且可以通过多道次扫描方式设计不同宽度范围的大梯度差性板材坯料。力学性能试验表明激光热处理可以有效地提高铝合金的局部加工硬化能力,这种效应可以有效抑制杯形件拉深时圆角大变形区的减薄,从而提升了板材的拉深性能。在上述基础上,将激光局部热处理用于2B06铝合金航空复杂口框零件的成形,通过设计激光处理路径和参数,获得合理的局部硬化区域,可有效地避免在加强筋处出现过度减薄导致的破裂,大大提高复杂零件的成形性。     

蒸汽发生器顶部支撑板局部热处理变形的检测

蒸汽发生器下封头组件与管板组件的最终环缝在局部焊后热处理过程中,为避免因支撑板变形而产生管子"DING",对蒸汽发生器上部筒体检查孔与顶部支撑板的结构特点进行研究,设计辅助检测工装,制定了新型检测方案。通过对支撑板变形量的数据监测,拟合了变形量随温度变化的数据模型,为后续采取合适的工艺方案奠定了理论基础。     

三联角接触球轴承主轴组件的刚度简化计算

前支承为三联角接触球轴承的主轴组件是超静定的。滚动轴承的刚度，又不是一个定值，而是载荷（支反力）的函数。所以，这类主轴组件的刚度，难于用常规方法进行计算。本文介绍了一种近似的等效静定模型，可以用以进行刚度计算。经实验验证，这种方法具有足够的精度。     

我国首次实现自主先进核级锆材规模化生产

正日前,我国首个自主研发的满足三代核电要求的锆合金材料——CF3核燃料组件N36锆合金材料首批批量化产品成功下线通过验收,并将用于CF3核燃料元件制造,这标志着我国打破国外长期垄断的核心技术环节,在核级锆合金材料大规模应用的道路上迈出坚实的一步。燃料组件是核反应堆的核心,其安全性和可靠性很大程度上取决于锆合金包壳。锆合金材料是核反应堆堆芯的关键结构材料,作为构成燃料组件的"骨骼"