The state-of-the-art of steel technology used for chinese power plants and its future

The development and construction of Ultra Super Critical(USC) fossil fired power plants and advanced nuclear power plants are the most important and effective issue to improve national electricity structure in China and to fulfill the national emission aim which had been proposed and promised.Further, steel technology is one of the most imperative fundamentals to ensure the development and construction of USC fossil fired power plants and advanced nuclear power plants.This paper briefly introduced the state-of-the -art and achievement of steel technology used for USC fossil fired power plants and advanced nuclear power plants in China so far.Meanwhile,the authors also analyzed and discussed the potential research and development plans of the important steel technology in China in the near future.

核电站起重机不锈钢起升机构的设计要点

当核电站起重机的吊具需要进入水池内进行操作时,其吊具和起升机构应采用不锈钢材料。介绍了核电站起重机不锈钢丝绳、吊具、起升机构的具体计算方法、材料选择、检验要求和设计细节,分析了采用不锈钢材料对钢丝绳、吊具和起升机构设计的影响,供核电站起重机设计、制造及相关使用人员参考。

大型核电汽轮发电机磁屏蔽用厚硅钢板的应用特性研究

磁屏蔽压板是大型核电汽轮发电机的重要部件,直接影响到机组的发电效率及运行稳定性,同时对于保障机组安全可靠运行具有重要的意义。厚硅钢板作为磁屏蔽压板的原料,要求其在具有优异电磁性能的同时具备一定的强度。然而磁屏蔽用硅钢板厚度大、硅含量高、轧制易开裂的特点导致其生产难度较大,此前一直由国外进口,未能实现国内生产。本文介绍了核电磁屏蔽用厚硅钢板的国产化研究,主要包括成分设计、工艺路线制定与优化以及应用特性研究。国产厚硅钢板与进口厚硅钢板的一系列对比表明,国产厚硅钢板能够满足大型核电汽轮发电机的使用要求,并在化学成分均匀性以及电磁性能的表现上均优于进口钢板。

三代核电厂海水管道用钢的腐蚀行为

通过腐蚀浸泡试验和电化学测试研究了三代核电厂海水管道用钢Q235B在3.5%(质量分数)Na Cl溶液中的腐蚀行为。结果表明:随着温度升高,Q235B钢的开路电位和电化学阻抗降低,腐蚀速率增大,说明其耐蚀性变差;温度的升高不仅促进了钢的溶解,同时还促进了腐蚀产物的形成;在20℃和30℃时,腐蚀产物主要由α-Fe OOH和α-Fe_(2)O_(3)组成,在40℃和600℃时,腐蚀产物由大量α-Fe OOH和少量的α-Fe_(2)O_(3)、γ-Fe OOH组成,α-Fe OOH的相对含量比20℃和30℃时显著增加。

核电容器用Mn-Ni-Mo钢大锻件的热处理

Mn-Ni-Mo钢具有良好的焊接性能、较好的强韧性和抗中子辐照脆化性能,常用于制作压水堆核电容器用大锻件。但Mn-Ni-Mo钢的淬透性中等,先进核电容器用Mn-Ni-Mo钢大锻件难以通过常规热处理获得所需要的高性能。2000年以来,上海电气上重铸锻有限公司(简称上重)联合上海交通大学在材料特性、热处理工艺和淬火装置等方面进行了试验研究,结果显著提升了核电容器用Mn-Ni-Mo钢大锻件的热处理技术水平,上重制造的核电容器用大锻件性能达到了国际先进水平。

核电站带支撑笼架的钢衬里模块吊装研究

结合某核电站机组安全壳钢衬里模块吊装工程,研究支撑笼架与环向钢筋对钢衬里模块整体吊装的影响。论文介绍钢衬里模块的概况,分析介绍吊索具方案,通过有限元软件进行建模分析4种工况下钢衬里模块及环形吊具的应力应变。结果显示,增加支撑笼架与环向钢筋对钢衬里模块整体吊装是有利的。

渣系组元对电渣重熔核级316H不锈钢中氢含量的影响

在电渣重熔的过程中,钢中气体成分(如H、O、N等)的含量受所用渣系的气体渗透率影响显著。为了探索出一种适合核电用316H不锈钢的低氢渗透率的电渣重熔用渣系,测定了5种电渣重熔渣系的氢渗透率。研究结果表明,新开发的63%CaF_(2)-30%A_(l)2O_(3)-7%MgO渣系的氢渗透率最低。同时65%CaF_(2)-30%A_(l)2O_(3)-5%MgO渣系的氢渗透率与之较为接近,并且这两种渣系的氢渗透率与钢厂电渣生产所用原渣系60%CaF_(2)-20%A_(l)2O_(3)-20%CaO的氢渗透率相比均有明显降低,分别由6.58×10^(-6) mol/(cm·min)降至1.89×10^(-6) mol/(cm·min)和2.18×10^(-6) mol/(cm·min)。熔渣的光学碱度越大,氢渗透率也越大。渣中的CaO有较大的水容性,在电渣重熔过程中容易使钢锭中的氢含量升高,渣系中MgO的添加能够显著地降低氢渗透率。在研究条件下,渣系的组元对渣系的氢渗透率的影响比光学碱度更为显著。

某核电厂供氢双壁管外套管弯头开裂原因分析

某核电厂在功率运行期间,氢气供应系统双壁管外套管弯头区域多次发生泄漏。为查明原因,采用宏观及显微组织分析、成分分析、硬度测试等方法对开裂的弯头进行失效分析。结果表明,不锈钢弯头发生了应力腐蚀开裂。为此提出相应改进措施,有效地解决了功率运行期间氢气供应系统双壁管外套管弯头泄漏问题,为其他机组解决类似问题提供了借鉴。

某核电厂发电机定子冷却水系统不锈钢管座开裂原因分析

某核电厂在功率运行期间,发电机定子冷却水系统不锈钢管座发生泄漏。为查明原因,采用宏观及显微组织分析、成分分析等方法对开裂的管座进行失效分析,结果表明不锈钢管座发生了高周疲劳开裂失效。为此提出相应改进措施,有效地解决了功率运行期间发电机定子冷却水系统不锈钢管座泄漏问题,也为其他机组解决类似问题提供借鉴。

核电站反应堆压力容器用钢的研究与应用

介绍了核反应堆压力容器用钢的国内外发展状况包括成分及性能要求、冶金工艺、热处理工艺、制造及应用现状。探讨了反应堆压力容器用钢的发展方向:材料技术是核反应堆压力容器制造的关键技术,随核反应堆压力容器向大型化和一体化方向发展,具有更高强韧性和淬透性的SA508Gr4N钢将可能逐步替代目前使用的SA508Gr3钢。

Mn-Ni-Mo系核电用钢高温流变行为及热加工图

在变形温度为950~1 250℃、变形速率为0.01~10 s^(-1)的条件下对Mn-Ni-Mo系核电用钢进行高温热压缩实验。结合Arrhenius双曲正弦本构方程,通过多元线性回归分析获得热激活能Q、结构因子A及材料常数n和α对应变的响应规律,从而建立流变应力与应变量、温度和应变速率之间的变参数Arrhenius本构模型。同时,基于真应力-应变曲线,建立输入参数为温度(T)、变形速率(ε)、应变(ε)和输出参数为流变应力(σ)的神经网络预测模型(ANN)。研究结果表明:神经网络模型(ANN)的预测精度更高,其预测流变应力的平均相对误差为1.31%。根据动态材料模型理论(DMM),构建并分析合金在应变为0.9时的热加工图,确定了最佳热变形工艺参数,即当变形温度为950~1 250℃,应变速率为0.06~0.3 s^(-1)时,峰值功率耗散系数(η)约为0.54;当变形温度为1 100~1 250℃,应变速率为0.3~1 s^(-1)时,峰值功率耗散系数(η)约为0.44。

核电SA508-3钢研究进展

SA508-3钢具有强度高、韧性好和辐照脆化敏感性低等特性,是广泛应用的核电用钢。通过介绍其组织结构、化学成分、力学性能、冶金工艺、热处理工艺和焊接性能等几个方面,阐述了目前SA508-3钢的研究进展,为进一步提高钢的综合性能和研发下一代核电用钢提供了参考。

华龙一号主管道电渣锭成分偏析控制

华龙一号核电主管道采用X2CrNiMo 18.12(控氮)超低碳奥氏体不锈钢制造,该钢种碳含量低,铬、镍含量高且范围窄,尤其是N含量控制难度大,对质量要求苛刻;同时主管道锭型达到百吨级,易产生成分偏析,通过对大型主管道电渣锭成分偏析的分析与研究,阐述了大型单相电渣锭成分均匀性的控制方法,并取得了良好的效果。

核电用奥氏体不锈钢的辐照模拟研究

叙述了核电用奥氏体不锈钢辐照模拟研究中 ,不同辐照粒子的辐照参数对合金元素偏析的影响 ,并就离子辐照模拟后的辐照肿胀、微结构变化和相关理论计算展开讨论。

国产核Ⅰ级ER308L焊丝性能研究

采用国产核I级ER308L焊丝,依据法国RCC-M标准测试了该焊丝熔敷金属的化学成分和力学性能;研究了采用该焊丝TIG焊焊接00Cr18Ni9不锈钢接头成分、力学性能,并与采用国外核I级ER308L焊丝、国内普通ER308L焊丝的焊接接头进行对比分析;进一步研究了焊接电流对00Cr18Ni9不锈钢焊接接头力学性能的影响,优化国产核I级ER308L焊丝的TIG焊接工艺参数.结果表明:国产核I级ER308L氩弧焊丝熔敷金属的成分、铁素体含量、抗拉强度、屈服强度和冲击功均符合RCC-M标准要求;相同焊接工艺条件下,国产核I级ER308L氩弧焊丝焊接接头拉伸性能优于国外核I级ER308L焊丝和国内普通ER308L焊丝;在焊缝、熔合线及熔合线+2 mm三处的冲击功都比国外核I级焊丝要高;国产核Ⅰ级ER308L氩弧焊丝在120 A的焊接电流下所得接头的综合力学性能最佳,且焊缝中铁素体含量较为合适.

核级管道异种钢焊接缺陷的性质、成因及解决对策

对核电站核级管道异种钢焊缝出现的缺陷进行分析,采用模拟焊接试验的方法进行了裂纹再现,进而通过微观分析揭示了裂纹的性质和形成原因.结果表明:异种钢焊缝中出现的缺陷是热裂纹;焊缝中的硫元素含量过高是形成焊接缺陷的主要原因;在异种钢焊接时控制熔合比和热输入,可有效防止此类缺陷的产生.

氢化物发生-原子荧光光谱法测定核电用钢中痕量锡

提出了氢化物发生-原子荧光光谱法测定核电用钢中痕量锡的方法。样品在酒石酸溶液存在下,用盐酸-硝酸（3＋1）混合酸溶解,用50 g·L-1硫脲-抗坏血酸混合溶液作掩蔽剂,20 g·L-1硼氢化钾溶液作为锡（Ⅳ）的还原剂,氢化反应在pH 5.0~5.5介质中进行,锡的质量浓度在50μg·L-1范围以内与相应的荧光强度呈线性关系,方法的检出限（3s/k）为0.4μg·L-1。应用此方法分析了核电用钢及不锈钢标准样品中锡的含量,并与电感耦合等离子体原子发射光谱法作了比较,测定值与标准值相符,结果的相对标准偏差（n=8）均小于4.5%。

核电站不锈钢表面钝化膜的显色检测应用及质检策略

根据现有核电标准中不锈钢钝化膜质量检验的原理及特点,从实验室和核电工程应用角度对比蓝点法与邻菲罗啉两种显色法的特点。结果表明,邻菲罗啉显色法具有检测灵敏度高、稳定性强、现场适应性强的优点,为核电站不锈钢设备钝化质量检查与控制提供了有效的评估手段。

EPR核电站内安全壳筒体模块化施工力学分析

欧洲第三代核电站(European pressurized reactor,EPR)内安全壳建造中大量使用了模块化施工技术,缩短了核电站建造周期、节约了建造成本。以某核电站为工程依托,采用有限元技术,提出了钢衬里焊接残余应力的数值模拟等效方法,考虑了混凝土非线性本构关系和时变效应,分析了钢衬里在焊接残余变形、不均匀温度作用、新浇筑混凝土侧压力及风荷载等施工因素对结构力学性态的影响,得出了钢衬里模块化高度与混凝土一次浇筑最大高度的相关曲线,为EPR内壳模块化施工提供了理论依据。

核电压力容器用钢板发展和宝钢的研制现状

简要介绍了核电技术发展历程,根据核电站安全设计要求和与常规产品性能要求比对论述了核电用金属材料的要求,以AP1000机组为例重点介绍了核电压力容器所需钢板要求和宝钢开发的核安全壳、稳压器、安注箱用碳钢和不锈钢板产品研制现状和工程应用情况。