高性能燃料元件堆内试验组件焊接技术

高性能燃料元件研究项目组设计的堆内试验组件的焊接部件主要包括:1mm厚的不锈钢燃料包壳管和压力包壳管（合称为双包壳管）、端塞及压力传感器等。焊接设计要求达到以下标准:熔深1mm;焊缝变形量小于0.1mm的双包壳管间隙;焊缝氦漏率小于10-5Pa·m3/s:需要通过按1级焊缝标准要求的X光无损检测。根据任务要求,我们将高性能燃料元件堆内试验组件的焊接分为元件本身结构的焊接和堆内试验测试系统与元件结构的焊接两个部分。 元件本身构件的焊接主要是指元件的双包壳薄壁管与端塞的焊接和端塞的充压堵孔焊。这部     

燃料元件Zr—4端塞与钽管的焊接技术研究及其应用

介绍了压水堆燃料元件包壳Ｚｒ－４端塞与用于引入钨铼热电偶的钽管间的焊接技术及其焊缝的水压试验和腐蚀试验，结果表明焊缝表面成型良好，无冶金缺陷，承压９．０ＭＰａ未发现泄漏，焊缝在４５０℃熔融ＰｂＢｉ合金中经１００ｈ处理后有腐蚀迹象，但经预生氧化膜处理后能减缓ＰｂＢｉ的浸浊，最后提出了辐照罐设计和装配有时应采取的措施。     

~(99)Mo-~(99m)Tc同位素辐照靶件研制

本文叙述了用含10%~(235)U燃料棒芯体,研制~(99)Mo-~(99m)Tc同位素辐照靶件的制备工艺。研制工艺分为:将燃料芯体铝包壳用碱溶法减壁厚,芯体切割,压密合,旋压端塞,焊封以及质量检验等工艺。研制出的靶件经入堆考验和同位素分离等实验,证明性能良好,结构合理。为钼-鍀同位素实验研究和生产创造了有利条件。     

燃料棒下端塞压塞机设计研究

压塞机是燃料棒进行电子束或非熔化极惰性气体钨极保护焊(TIG焊)接前将端塞压入包壳管中的一种重要设备。以往所使用的压塞机难以满足当前的使用需求。因此重新设计一种新型压塞机。通过对端塞结构及技术要求的分析,确定了压塞机设计思路。介绍了压塞机的端塞上料(储料)机构、送端塞机构、压塞机构、上下料机构及其附属机构设计理由和方法。在实际使用中,新设计的压塞机要求压塞过程安全、平稳、便捷、自动化,压塞后无划伤。     

SiC复合包壳热冲击行为分析

为了解决SiC复合包壳热冲击行为模拟存在收敛性差、热冲击性能研究不足的问题，通过模拟冷却剂丧失事故（LOCA）下双层SiC复合包壳内应力状态，采用多物理场耦合的COMSOL软件对SiC复合包壳热冲击行为进行数值模拟，分析了厚度比例、热冲击温度以及端塞对SiC复合包壳的抗热冲击性能的影响。结果表明，热冲击产生的环向应力随化学气相渗透层（CVI层）与 化学气相沉积层（CVD层）厚度比例增大而增大，当CVI层与CVD层厚度比为9: 1时，SiC 复合包壳在热冲击过程中产生的环向拉应力可达113 MPa；热冲击产生的环向应力随热冲击温度差增大而增大，当热冲击温度为1200 K时，产生的环向应力达112.7 MPa；热冲击过程中端塞处有明显应力集中，其径向应力达22.3 MPa，高于文献报道的结合强度（20~25 MPa），是导致端塞连接处失效的主要原因。      

三层波纹管焊接与制造技术

采用钨极氩弧焊对φ350 mm、φ230 mm两种焊接波纹管进行工艺研究和制造.实验确定了焊接波纹管的理论刚度、疲劳强度.通过工艺实验,选择合理的焊接工艺参数,制定了波纹管的制造工艺,生产了φ350 mm、φ230 mm两种焊接波纹管.焊接波纹管的质量符合波纹管技术标准.     

稳压器电加热元件泄漏分析和检测方案设计

稳压器电加热元件包壳破损吸湿肿胀引起的开裂事故在国内外均有发生,这种事故均与电加热元件包壳存在泄漏有关。国内某核电项目热试期间发现部分电加热元件绝缘性能不符合设计要求,通过检测,发现与密封性相关的焊缝存在泄漏缺陷。为避免严重的由于泄漏引起的电加热元件肿胀开裂事故,对出现绝缘降质的电加热元件进行了详细的检查和分析。分析表明单纯进行表面检测是有风险的。为了保证电加热元件的密封性能,除了对包壳管材料进行氦检漏,端塞-包壳焊缝也需要进行氦检漏。结合电加热元件的结构和制造工艺特点,设计了专用的检测系统,并设计了一套完整检测方案。至此,稳压器电加热元件的密封完整性得到了全面的检测,排除了泄漏隐患。     

锆-2合金管材焊接后在过热蒸汽中的不均匀腐蚀

以锆-2合金为包壳的压水堆元件棒,经过高压釜预生膜处理后,在端塞焊接热影响区内,常会生成一种白色小点(简称白点)。应用光学显微镜、电子显微镜、电子探针及 x 光衍射等实验技术.对白点的形态、晶体结构、化学成份及形成长大规律等进行了研究。根据实验结果,对白点形成的原因作了分析,并进行了摸拟试验,找出了原因。     

CANDU-6型核燃料元件制造钎焊一次焊合率的控制

钎焊是CANDU-6型核燃料元件制造过程中的重要工艺环节,其一次焊合率的高低将影响后续坡口尺寸加工的稳定性、芯块装管的难易程度以及端塞密封焊接质量.因此,需对钎焊的一次焊合率进行很好地控制,尽量降低一次未焊合率.本工作对焊接工艺参数、铍涂层厚度及支承垫质量等因素对一次焊合率的影响进行分析,并通过实验确定了对焊接工艺参数、铍涂层厚度及支承垫质量的控制范围,达到了较好控制钎焊一次焊合率的目的.     

Ω焊缝焊接工艺参数的正交试验设计

为了确定核电厂反应堆控制棒驱动机构（CRDM）焊接机焊接工艺参数,应用正交试验设计法进行了Ω焊缝焊接工艺评定试验,用数理统计方法分析了对焊缝质量产生影响的各焊接参数的主次顺序,得到了最优生产条件。     

快堆P91钢主蒸汽管道焊接及热处理工艺研究

快堆使用P91钢作为主蒸汽管道的材料,通过对P91钢的化学成分和力学性能进行分析,对焊接及热处理工艺参数进行研究,详细探讨了P91钢的焊接热输入、预热温度、层间温度、马氏体转变、后热、焊后热处理工艺过程的作用,工艺参数上下限对焊缝组织和性能的影响规律,使焊接技术人员能够根据具体情况选择合适的工艺参数,确保主蒸汽管道的焊接质量,为后续快堆P91钢主蒸汽管道的焊接及热处理提供参考和借鉴。     

低锡Zr—4包壳管电子束焊接时发生的合金元素蒸发现象

采用电子探针的波谱分析方法,对国产低锡Ｚｒ－４包壳管的环焊缝试样进行表面成份分析。分析结果表明,从焊缝的外边到内边缘,Ｓｎ,Ｃｒ,Ｆｅ元素的化学成份在统计上呈增大趋势,腐蚀后出现了白色产物的试样表层,其Ｓｎ,Ｃｒ,Ｆｅ元素含量相当程度地降低。这一事实表明,国产低锡Ｚｒ－４包壳管采用电子束焊接时,在一定的焊接规范环焊缝的合金元素存在严重蒸发现象,特别是合金中锡元素的蒸发使其锡元素含量低于０．５％,导     

燃料棒压塞机

本设备能够一机多用，通过更换塞头定位机构，夹头及调节压塞力可压装三种规格的燃料棒，能实现塞头的自动进料，定位，包壳管的自动上下料及纵向自动进给，塞头与包壳管的自动装配等功能，有夹紧可靠，性能稳定，更换方便等优点。     

基于全自动振动装管装置的核燃料棒芯块装管工艺及改进

确定了全自动振动装管的振动频率等参数。由于全自动振动装管工艺易造成包壳管定位差、包壳管管口磨痕等缺陷,影响燃料棒的外观质量,通过对全自动振动装管装置及辅助工装的改进,特别是针对包壳管管口磨痕等缺陷进行了一系列的工艺优化及改进,解决了装管过程中的燃料棒表面磨痕问题,提高了全自动振动装管装置的稳定性和可靠性。     

核反应堆燃料元件铝包壳温度测量

本文介绍了一种应用超声焊接技术在几种实验燃料元件铝包壳上埋设铠装热电偶的方法及元件包壳温度随堆测量结果。应用这种方法可使铠装热电偶与元件包壳贴合十分紧密,包壳表面没有突起部分,而且铠装热电偶埋设牢固、可靠,为取得堆芯燃料元件包壳温度的稳态与动态测量数据提供了重要手段。     

AP1000主泵泵壳与蒸汽发生器装焊变形控制工艺研究

三代核电机组AP1000主冷却剂泵(RCP)泵壳与蒸汽发生器(SG)焊接接头为重要承压边界焊缝之一;焊后泵壳管嘴位置公差直接影响主泵内部构件和现场主管道装配。本文结合国内首台设备制造实例,针对此焊缝焊接变形大,易出现不符合项情况,提出一些防止焊接变形过大而导致泵壳位置超差的控制措施,如装配对中、坡口设计、焊接过程控制等。检测数据表明:按本文给出的工艺组焊的4个泵壳,其排出管嘴角度、主法兰面与SG基准A的俯仰角、轴向收缩控制均满足设计要求。     

核反应堆燃料元件铝包壳温度测量

本文介绍了一种应用超声焊接技术在几种实验燃料元件铝包壳上埋设铠装热电偶的方法及元件包壳温度随堆测量结果。应用这种方法可使铠装热电偶与元件包壳贴合十分紧密,包壳表面没有突起部分,而且铠装热电偶埋设牢固、可靠,为取得堆芯燃料元件包壳温度的稳态与动态测量数据提供了重要手段。     

0Cr18Ni10Ti不锈钢源壳TIG焊接温度场数值模拟及试验验证

针对0Cr18Ni10Ti不锈钢放射源源壳钨极氩弧焊(TIG)焊接过程,采用ANSYS有限元软件对焊接温度场进行数值模拟分析,建立了非稳态TIG焊接熔池形态的数值分析模型,分析中引入了热焓和表面分布高斯电弧热源模型,初步计算了焊接电流和焊接速度对焊接温度场分布的影响。通过比较焊缝有效熔深的测量结果和计算结果,验证了所建模型的正确性和可靠性。以计算结果为基础,对焊接工艺参数进行优化,建立了0Cr18Ni10Ti不锈钢放射源源壳的焊接工艺路线。     

实验性反应堆燃料元件铝包壳温度测量

本文介绍一种应用超声焊接技术在几种实验堆燃料元件铝包壳上埋设铠装热电偶的方法及元件包壳温度随堆测量结果。应用这种方法可以使得铠装热电偶与元件包壳贴合十分紧密,包壳表面没有突起部分,而且铠装热电偶埋设牢固、可靠,为取得堆芯燃料元件包壳温度的稳态与动态测量数据提供了重要的手段。     

N36锆合金包壳辐照生长经验模型研究

利用N36锆合金包壳燃料棒堆内辐照考验的部分池边检查数据,计算了4个典型辐照生长经验模型对N36锆合金包壳的适用参数。计算结果表明,在典型辐照生长经验模型中,双曲正切经验模型最适合描述N36锆合金包壳辐照生长行为。在双曲正切经验模型基础上,建立了N36锆合金包壳辐照生长最佳估算模型和包络模型。通过添加工程因子,建立了不同加工工艺的N36锆合金包壳辐照生长经验模型。利用池边检查剩余数据对N36锆合金包壳辐照生长经验模型进行了验证,模型与数据吻合较好。