金属材料增材制造(3D打印)技术的局限性

按照选材、结构设计、原材料制备、打印加工和后续处理等步骤分析了增材制造(3D打印)技术特点和局限性。对生产效率和周期、制造成本、工序等3D打印的关键问题与传统的变形材生产技术进行了对比,以为选取大型金属材料复杂结构件成形方案提供参考。     

超临界水冷堆堆内构件密封研究

为实现中国超临界水冷堆(CSR1000)双流程设计方案,反应堆内部需要设置多处密封结构。鉴于电厂压水堆及其他行业在密封结构上的使用经验,"O"形环、"C"形环用于CSR1000堆内构件密封设计是可行的,通过有限元软件ANSYS模拟密封环的受载情况,并对压缩量及回弹量等关键参数进行计算分析。     

模块式小堆控制棒导向组件设计分析

通过对模块式小型堆（ACP100）反应堆结构特点进行分析，提出了开式管束型长行程连续导向的控制棒导向组件设计。对导向组件进行力学分析、流场分析以及试验验证，结果表明导向组件摩擦力小、抗变形能力强、抗流场扰动强、运行可靠，满足ACP100的功能要求。      

反应堆堆芯测量导向管弯制技术研究

对堆芯测量导向管弯制涉及的问题进行了分析,结合数控弯管机的弯管原理,给出了堆芯测量导向管由管形坐标到数控弯管机加工坐标的转换算法及碰撞检测算法;基于Open GL图形库对数控弯管机及堆芯测量导向管进行参数化建模,利用包围盒检测技术对弯管过程中堆芯测量导向管与数控弯管机床体、各种模具的碰撞情况进行仿真分析,确定堆芯测量导向管的可弯制性,将设计与弯管工艺有机的结合在一起,确保最终定型的堆芯测量导向管结构具有良好的可弯制性。     

时效强化X-750镍基合金高温弹塑性特征及本构模型计算研究

研究了时效强化状态0Cr15Ni70Ti3AlNb(X-750)镍基合金材料在300~600℃内的高温弹塑性特征。采用Johnson-Cook本构关系式模型对该合金的高温力学性能进行了分析。结果表明:经过两步法时效强化处理后的X-750镍基合金材料在0.006~0.3 min~(-1)的不同应变速率条件下,其高温抗拉强度随测试温度的升高从约1113 MPa显著降低至825 MPa。然而高温屈服强度的变化幅度仅为约50 MPa,且受测试温度的影响不规律,导致热软化因子m的拟合结果不规则。另外,应变硬化因子B、加工硬化指数n和应变速率硬化因子C在内的其他参数的拟合一致性显著优于热软化因子m,这表明热变形对X-750合金高温强度的影响较为规律。     

奥氏体不锈钢焊缝中δ铁素体含量测定的探讨

奥氏体不锈钢焊缝铁素体含量测定是焊接工艺评定、焊接见证件和焊接材料验收的关键一环,在RCC-M规范中存在模糊和争议之处,据此提出自己的理解和认识,并结合工程实践经验以及焊缝中铁素体的作用和形成机理对焊缝中铁素体含量的测定等一系列问题进行探讨。明确RCC-M中S篇有关奥氏体不锈钢焊缝中δ铁素体含量测定的相关争议项。     

控制棒驱动线水力缓冲特性仿真研究

以一种新型控制棒驱动线水力缓冲器为研究对象,根据流体力学及动力学的基本原理,建立驱动线缓冲器缓冲过程的数学模型。利用MATLAB计算软件及所建立的数学模型建立控制棒驱动线水力缓冲器的仿真模型,对控制棒驱动线水力缓冲动态特性进行仿真分析,并根据仿真结果优选出合理的结构参数。同时为验证建模思路及方法的正确性,以某一核电堆型控制棒驱动线作为比对对象,对其进行仿真建模及分析,并将仿真结果与试验实测值进行了对比验证。验证结果表明:驱动线水力缓冲特性仿真结果与试验数据一致性较好,仿真模型可用于指导水力缓冲参数的选取和优化。     

堆内构件材料14Cr17Ni2马氏体不锈钢锻件特性研究

针对核反应堆堆内构件用14Cr17Ni2马氏体不锈钢锻件连续2次出现锻造裂纹的原因进行了分析，通过理论相图计算，并试验研究了加热温度、保温时间以及锻造温度对δ铁素体含量及形貌的影响，得出加热温度越高、保温时间越长、锻造温度越低越容易出现锻造裂纹。结果表明，改进加热温度、保温时间并控制终锻温度，可以避免14Cr17Ni2马氏体不锈钢锻件缺陷的产生。      

时效强化高镍合金Inconel-718的高温弹塑性特征及本构模型

研究了核反应堆弹簧材料用0Cr20Ni55Mo3Nb5Ti(Inconel-718)镍基合金材料时效强化状态下在150~650 ℃范围内的高温弹塑性特征,并采用多种函数模型对其高温应力-应变实测数据进行了本构关系拟合计算和对比。结果表明:经过970 ℃×1 h,空冷+720 ℃×8 h,炉冷+620 ℃×8 h,空冷的三步法时效强化处理后,Inconel-718合金兼具较高的R_p0.01值和室温伸长率。Boltzmann函数模型对时效强化Inconel-718合金材料在1.5%应变范围内的高温σ-ε实测数据具有良好的拟合效果和预测计算精度,适用于核反应堆弹簧材料的选材和结构设计。     

吊篮下挂分体式堆内构件设计研究

通过对模块式多用途小型压水堆（ACP100）结构特点进行分析，提出了一种吊篮下挂的分体式堆内构件，其吊篮组件悬挂于反应堆压力容器中部并由压紧筒组件压紧，该结构具有易于制造安装、冷却剂分流密封效果好、流量分配合理等优点。力学分析、控制棒驱动线综合实验、堆内构件流致振动实验结果表明，该结构具有很好安全性和可靠性，满足ACP100的功能需求。