钛/铝/钛三层板的一次爆炸复合制备及界面结合性能评价

为评价一次爆炸复合工艺制备的钛/铝/钛三层复合板的界面结合性能,利用SEM、EDS对钛/铝/钛复合板的双层界面组织形貌以及界面元素分布进行了表征;对钛/铝/钛三层复合板进行了拉伸实验和弯曲变形实验。研究结果表明：复合板界面主要由波状界面和平直状界面构成;铝元素与钛元素在界面上发生了互扩散;拉伸和弯曲变形结果表明,一次爆炸复合工艺制备的钛/铝/钛三层复合板具有较大的抗拉强度和优良的界面结合性能,可以承受后续较大的二次塑性变形。     

紧凑拉伸试样重组技术基础研究

通过试样重组技术,可以有效利用有限的辐照监督材料,以获取对应更长服役期限的材料断裂韧性数据。该文针对反应堆压力容器材料16MND5,采用电子束焊接进行试样重组,并为获得试样重组前后力学性能比对,开展重组前后试样的金相、维氏硬度及断裂韧性等测试。此外,在开展重组试样室温断裂韧性试验时利用数字图像相关技术获取试验过程中试样表面应变演化规律和塑性区范围,与重组前试样断裂测试裂纹尖端塑性区范围相对比,发现裂纹尖端应变场分布受焊缝影响较大,即材料塑性变形并未限制在焊缝区之内的重组材料段,但重组试样获得材料断裂性能特征值受辅助材料和重组材料-辅助材料连接界面的影响较小,故该重组试样技术可有效解决RPV辐照监督样品不足的工程实际难题。     

钛/铝/钛层状复合材料的爆炸复合制备及后续热压处理研究

本文以纯钛板与纯铝板为原料,通过爆炸复合法制备钛/铝/钛层状复合材料,之后采用热处理以及热压工艺对钛/铝/钛层状复合材料进行进一步处理。研究结果表明：复合板界面主要由波状界面和平直状界面构成,铝元素与钛元素在界面上发生了互扩散,界面结合性能优良,可以承受后续较大的二次塑性变形;热处理后的复合板界面发生明显扩散,在热处理25 h后热压2.5 h后铝层完全反应,扩散反应层主要由TiAl₃相以及Ti₂Al₅相构成。     

核电厂疏水管道焊缝开裂根本原因分析和治理建议

针对核电厂倒置桶式疏水器下游管道对接焊缝频繁开裂问题,通过温度测量、应变测量及仿真计算手段分析评估某核电厂主蒸汽系统(VVP系统)疏水管道的热交变应力。结果表明,疏水过程中管道内外壁之间产生较大温差,并引起较大的热交变应力。对接焊缝内表面的热交变应力超过疲劳极限值,存在热疲劳开裂风险。间歇疏水引起的管道焊缝内表面产生超标的热交变应力是导致焊缝频繁开裂的根本原因,将间歇疏水改为持续疏水有利于解决疏水器管道焊缝开裂的问题。     

碳钢/不锈钢双金属复合三通液压胀形数值模拟及试验

为研究液压胀形工艺过程中碳钢/不锈钢双金属复合三通的成形性能,利用有限元模拟软件对碳钢/不锈钢双金属复合三通的液压胀形工艺进行优化计算,分析主要工艺参数对液压胀形支管高度与壁厚均匀性的影响;根据工艺参数模拟计算的结果,对碳钢/不锈钢双金属复合三通进行了实际冷成形试验。结果表明,内压力越大、摩擦系数越小,支管高度越高;摩擦系数越小、轴向进给速度越小,壁厚均匀性越好。实际冷成形试验结果与有限元模拟结果基本吻合。     

基于试样重组技术的RPV钢断裂性能研究

反应堆压力容器（reactor pressure vessel,RPV）的辐照脆化程度主要通过定期取出的辐照监督试样的试验结果进行评价,由于受辐照监督管空间的限制,监督样品的尺寸和数量非常有限,试样重组技术可高效率利用有限的辐照监督材料获取可靠的材料断裂韧性数据。该文针对反应堆压力容器原始态材料16MND5,开展基础力学性能测试,包含拉伸、冲击及断裂韧性,确定材料基本力学性能。在开展RPV材料断裂韧性试验时利用数字图像相关（digital image correlation,DIC）技术获取试验过程中试样表面应变演化规律和塑性区范围,基于ANASYS有限元分析软件计算加载过程中最大塑性区范围,有限元分析结果与试验结果较为吻合,为后续试样重组确定其可再次利用的材料范围。