反应堆压力容器用SA-508 Gr.3 Cl.1钢钨极惰性气体保护焊工艺研究

反应堆压力容器用材料主要是Mn-Mo-Ni钢,其压力边界焊缝使用的焊接方法仅为焊条电弧焊(SMAW)、埋弧焊(SAW)。为了提高焊接质量、减少清根的工作量,进行了反应堆压力容器Mn-Mo-Ni(SA-508 Gr.3 Cl.1)配套钨极惰性气体保护焊(GTAW)工艺的研究,并完成了焊接工艺评定试验。研究结果表明,钨极惰性气体保护焊可用于反应堆压力容器产品焊接。

关于反应堆压力容器新型用钢SA-508Gr.4N的研究进展

随着人类生活水平的不断提高,全球对于能源的需求量也急剧增加,伴随着化石能源的可开采量逐年减少,以及人类对环保的更高要求,核能作为一种高效的清洁能源,已被世界各国作为能源结构的重要组成部分。根据世界核电协会(WNA)日前发布的《2018年版核电行业状况报告》,至2017年底全球共有448台在运核电机组,总装机容量为392GW(比2016年增加2GW),平均容量系数为81%,发电量达到2506TWh(比2016年增长20TWh)。预计2018—2019年将有25台核电机组竣工,核电发展将迎来一个小高潮。目前,我国在建和筹建的核电厂基本都采用压水堆(PWR)堆型,作为反应堆的“心脏”,核反应堆压力容器的设计对整个核电建设项目都至关重要。由于材料在使用中不可避免地会出现老化和降级现象,对于时刻处于辐照环境下的核反应堆压力容器来说,材料的选择更是满足其使用条件的关键一环。最早时期的压力容器采用SA212B板材,后面陆续开始采用SA302.B和SA533B钢,最终被SA508系列锻件所替代。目前,SA508系列锰钼镍低合金钢已被广泛运用于核反应堆压力容器的制造,包括顶盖、筒体、法兰、封头等均可使用。近年来,研究人员通过调整化学成分开发出了新的压力容器备选材料———SA-508Gr.4N钢,强度等级已经从620MPa提升到725MPa,低温冲击性能也有了大幅提高。研究者们针对其力学性能和组织变化进行了大量研究,分析了其性能提升的主要原因,并取得了一定的成果。较目前广泛使用的SA-508Gr.3钢而言,新一代材料SA-508Gr.4N钢具有更好的强度和硬度,且低温韧性优良。本文针对SA-508Gr.4N钢的研制背景、材料性能研究现状、配套焊材开发现状,基于国内外已有研究成果进行了综述。结果表明,SA-508Gr.4N钢可作为未来核反应堆压力容器的推荐用材料。但与其匹配的焊材研制及应用性能研究数据匮乏是制约该材料推广应用的技术短板,基于已有研究基础,本文提出了后续SA-508Gr.4N钢推广应用的重点研究方向:焊材设计指标制定、焊材制造及焊接工艺优化、接头微观组织与性能演变规律研究。

SA-508 Gr.3钢动态应变时效的研究进展

SA-508Gr.3钢凭借良好的力学性能,被广泛应用于压水堆核电站核岛设备上。本文综述了动态应变时效对SA-508Gr.3钢微观组织、断裂韧性和应力腐蚀敏感性的影响,总结了动态应变时效发生的机理,提出了SA-508Gr.3钢动态应变时效研究存在的问题及解决思路。

核电压力容器用SA-508-3-1钢的冶炼

针对核电压力容器用SA-508-3-1钢的组织与性能特点,分析出冶炼的难点,通过对冶炼工艺的深入研究,提出了采用EBT初炼—LF精炼—真空脱气—真空浇注的冶炼工艺方案,按该工艺方案成功冶炼浇注了核电SA-508-3-1钢锭。经过锻造及热处理等工序后,锻件性能达到核电压力容器锻件要求,并获得国家核安全局认证。

热变形条件及热处理参数对SA-508Gr.3钢的影响

通过热压缩实验,分析不同变形条件(温度范围1 200~700℃,变形速率范围0.001~1 s^(-1))对晶粒尺寸的影响。得到的试验结果表明,变形温度为1 100℃、应变速率为1 s^(-1)时,再结晶细化晶粒的作用最好,晶粒度可以达到5级。通过选取3种不同变形程度的试样进行860℃退火热处理,发现均可以获得细小均匀的晶粒,晶粒度均达到8级。而随着奥氏体化温度的提高(920℃、960℃、980℃、1 000℃)晶粒度会发生长大,在980℃以下经过奥氏体化,晶粒尺寸均大于4级,而当温度高于1 000℃以后,晶粒尺寸迅速增大,达到2级。

核电锻件用钢SA-508-3-1低温冲击性能不合格原因分析与对策

在开发核电堆芯材料SA-508-3-1锻件用钢的过程中,出现局部-20℃的夏氏V形缺口冲击功不合格的问题,且试样邻近部位的冲击值是它的3倍左右。通过对试件的化学成分、晶粒度以及非金属夹杂物的分析确定了Al2O3夹杂是导致-20℃低温冲击不合的主要原因,并提出了工艺改进的方法,保证了核电锻件的一次合格率。

核电用SA-508Gr.3Cl.2钢配套埋弧焊焊接材料的研制

针对核电蒸汽发生器、稳压器等设备用SA-508Gr.3Cl.2钢配套埋弧焊焊接材料大部分依赖进口的现状,进行了SA-508Gr.3Cl.2钢配套埋弧焊焊丝、焊剂的研制工作。通过对有害杂质元素的有效控制,使得研制焊材的抗拉强度、冲击韧性等性能有了显著的提升,从而获得了优良的力学性能。结果表明,研制的低合金钢埋弧焊焊接材料具有良好的焊接工艺性能,电弧稳定性好,焊道成形美观,脱渣容易,且各项力学性能均满足产品要求。

三代核电反应堆压力容器低合金钢焊缝性能对比分析

通过模拟国内三代核电压水堆反应堆压力容器环焊缝,分别采用国产焊接材料和进口焊接材料,在焊接工艺性能、焊缝金属化学成分、拉伸、冲击韧性、落锤和低周疲劳试验等方面进行了对比分析。结果表明,国产和进口焊接材料的焊接工艺性能和焊缝金属力学性能均相当;焊接试件不同厚度取样位置的焊缝金属-28.3℃冲击吸收能量平均值都大于90 J,有较大的设计裕量。该国产焊接材料已应用于国内某三代核电机组反应堆压力容器,为进一步推广应用提供技术支撑。

考虑几何尺寸影响的RPV钢韧脆转变实验研究

反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)是核电站的一道重要的安全屏障,而RPV钢在韧脆转变区内的断裂韧性变化是核电站安全评估中的重要考虑因素.在对RPV钢韧脆转变区内的断裂韧性变化规律进行研究时,ASTM标准等国际标准通常推荐以主曲线法进行研究.采用不同尺寸的单边缺口弯曲(single edgenotched bending,SEB)试样及紧凑拉伸(compact tension,CT)试样完成了SA-508钢在常温至−100°C的温度范围内的断裂韧性试验,基于主曲线法研究了SA-508钢在韧脆转变区内的断裂韧性变化规律,同时对主曲线法得到的基于不同尺寸断裂试样结果的韧脆转变温度预测精度进行了对比,并通过断口微观形貌分析研究了断裂试样的破坏特征.研究表明,试样构形和几何尺寸对RPV钢的韧脆转变行为有显著影响.主曲线法用于标准厚度试样的韧脆转变温度预测具有良好的精度,但其预测的小尺寸试样的韧脆转变温度与实际韧脆转变温度区间相差较大.随着温度的降低,大、小尺寸试样的启裂点位置均不断靠近裂纹尖端且与试样断裂韧性呈非线性关系.

碳含量对SA-508 Gr.3钢大锻件组织和性能的影响

研究了碳含量对SA-508 Gr.3钢大锻件的显微组织和力学性能的影响。结果表明:随着碳含量的增加,SA-508 Gr.3钢的贝氏体转变温度降低,M_3C碳化物析出量增加;室温和350℃抗拉强度提高,冲击性能先升高后降低,0℃冲击断口形貌由混合型断裂转变为韧窝断裂。为使SA-508 Gr.3钢获得较好的综合性能,碳含量应控制在0.19%~0.22%(质量分数)。