温度对核电压力容器用SA508-Ⅲ钢拉伸性能的影响

对核电压力容器用SA508-Ⅲ钢进行了在不同温度(25,90,180,260,320℃)下的拉伸试验,研究了温度对其拉伸性能的影响及机理。结果表明:当温度为260,320℃时,试验钢拉伸应力-应变曲线塑性变形阶段均出现锯齿波,呈典型动态应变时效特征;随着温度升高,试验钢的屈服强度减小,抗拉强度先减小再增大,断后伸长率先增加后减小,当温度为180℃时,抗拉强度最小,断后伸长率最大;随着温度升高至180℃以上,动态应变时效发生,试验钢中位错胞尺寸减小,位错密度增大,沿亚晶界和晶界析出的碳化物数量增加、尺寸减小,这也是强度提高、塑性减小的主要原因。

温度对SA508-Ⅲ钢焊缝金属断裂韧度的影响

为了获得温度对SA508-Ⅲ钢焊缝金属断裂韧度的影响,采用本构曲线法(CCM,constitutive curve method)、ASTM和ISO标准对焊缝金属在典型温度下的试验数据进行了处理.结果表明,采用CCM获得的断裂韧度随温度的升高而降低.当温度从20℃升高到100℃,从100℃升至320℃时,断裂韧度分别降低了11.1%和5.4%.采用扫描电镜观测试样断口形貌发现SA508-Ⅲ钢焊缝金属在典型温度下均呈韧性断裂,当温度达到100和320℃时,韧窝变浅变小,因此韧性出现了一定的下降.研究还发现,采用CCM获得20和100℃时的断裂韧度与ASTM一致;获得320℃时的断裂韧度介于ASTM和ISO之间.

SA508-Ⅲ钢的氢致脆性行为

采用高温高压气相热充氢方法,将氢充入SA508-Ⅲ钢.在常温下,研究了氢与SA508-Ⅲ钢的拉伸变形行为的交互作用,以澄清钢的氢致脆性机理,为核电用钢的安全设计提供理论依据.结果表明,充氢使钢的屈服强度略升高,而钢的断面收缩率明显降低.充氢后钢的拉伸断口由纯微孔聚集型断口转变为韧窝加河流花样复合型断口.钢的屈服强度升高主要归因于在弹性变形阶段氢对位错的钉扎,从而阻碍了位错开动.然而在塑性变形阶段,氢随可动位错迁移并不断富集于碳化物与基体界面处,当氢浓度达到一定值时,造成碳化物与基体之间的结合强度降低,从而引起钢的塑性降低.

焊后热处理对SA508-Ⅲ钢焊接接头力学性能的影响

对核容器采用国产SA508－Ⅲ钢锻件埋弧自动焊接头进行不同规范参数热处理，对接头的拉伸、冲击和硬度等力学性能进行了试验。根据试验结果，分析和讨论了焊后热处理对接头力学性能的影响，对SA508－Ⅲ钢提出了最佳焊后热处理保温温度和时间范围。

动态应变时效处理中SA508-Ⅲ钢的组织演变

在不同应变速率和不同应变量下对SA508-III钢进行动态应变时效处理,探讨应变量和应变速率对SA508-III钢组织的影响规律。结果表明,SA508-III钢经动态应变时效处理后,显微硬度、位错密度以及析出相密度均明显提高,且随着应变量和应变速率的提高呈上升趋势。

核岛主设备用SA508-Ⅲ钢锻件性能研究

介绍了核岛主设备用SA508-Ⅲ钢锻件的制造工艺,探索出合理的热处理工艺。并对SA508-Ⅲ上筒体锻件的金相组织、化学成分、力学性能等进行了分析。结果表明:SA508-Ⅲ上筒体锻件的金相、化学成分,室温和350℃的机械强度,-20℃、80℃的冲击功和侧向膨胀量均满足规范要求;采用P2型试样测得的断裂最高温度TNDT,满足TNDT≥-20℃的要求。

Analysis of microstructure and performance of temper bead welded joints for SA508-3 steel by Quenching and Tempering mode

The HAZ microstructure and performance of Quenching and Tempering mode temper bead welding and general welded joints which were made on SA508-3 steel of 60 mm thickness were compared in this article. The result shows that tempering sorbite which has excellent overall performance was obtained in both modes. The microstructure of Quenching and Tempering mode welded joints got more fine grain. Even though the hardness of tempering bead welded joints is higher than the general one,it still meets the standards which is lower than 350 HV. The impact absorbing energy of each district of tempering bead welded joints HAZ reached 170 J,which is equal to general one.

SA508-3钢厚壁圆筒纵焊温度场及应力场有限元分析

基于ANSYS有限元分析软件建立了SA508-3钢厚壁圆筒多层多道焊接有限元模型.在此基础之上,以体生热率热源作为焊接热源模型得到了多层多道焊接温度场结果;通过热-结构间接耦合法,得到了焊接应力场结果.模拟计算结果表明,以体生热率热模型作为焊接热源,温度场分布和应力场分布基本符合实际焊接情况;多层多道焊接对焊接构件厚度方向上的残余应力影响较大,该方向在焊缝稳定区产生的最大残余应力为100 MPa;焊缝稳定区残余应力分布有规律,从焊缝到母材,残余应力不断减小;焊缝两端过渡区的残余应力分布较为复杂;焊接构件的焊缝和熔合区的等效应力最大,最大等效应力为490 MPa.

硬质合金刀具加工508Ⅲ钢切削力与刀具磨损试验研究

针对重型加工水室封头过程中,硬质合金刀片易出现磨损失效的问题,通过切削力及刀具磨损试验,探讨了硬质合金刀具的主要失效形式。基于铣削用量单因素试验法,分析了铣削参数对铣削力的影响,并采用不同的刀片在相同的切削条件下进行磨损试验,对比分析了不同刀片的抗磨损性能。应用优选出的寿命较优刀片进行铣削加工,对刀片前后刀面进行磨损分析获得主要磨损形式为粘结磨损、扩散磨损及微崩刃,本研究可为水室封头加工切削参数优化及刀具开发设计提供一定的参考。

压力容器用508-Ⅲ钢焊接热影响区组织分析

采用焊接热模拟技术,在Gleeble1500热模拟试验机上对508-Ⅲ钢的焊接热影响区进行了连续冷却转变曲线（SH-CCT）的研究,结合金相观察和硬度测定,绘制了508-Ⅲ钢的SH-CCT曲线。根据冷却转变曲线试验结果对现场提供的焊接件热影响区进行了组织分析。通过分析得出,为了获得较为理想的热影响区组织,应当通过调整焊接工艺参数,减小重点相变温度段（800~500℃）的冷却速度,实际焊接时应保证以1~5℃/s（t8/5为60~300 s）的速度冷却,可以得到组织为13%~27%的铁素体＋73%~81%的粒状贝氏体。

SA-508 Gr.3Cl.1钢应力松弛试验研究

采用日本新研制的钢材应力松弛测试装置,实现了钢材应力松弛的连续、带温测量并自动记录数据、绘制松弛曲线。本研究目的是测试压力容器用SA-508 Gr.3Cl.1低合金钢在高温条件下的应力松弛性能。试验结果为压力容器发生假想严重事故时的安全性与结构完整性分析提供了可靠的试验依据。

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。

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。

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。

SA508-Ⅲ钢窄间隙埋弧焊焊后热处理残余应力分析

【目的】旨在更好地了解焊后热处理工艺对SA508-Ⅲ钢大型核电压力容器残余应力的影响。【方法】制备了SA508-Ⅲ钢焊接试件,并依据ASME标准执行不同规格的焊后热处理工艺。采用盲孔法分别测量了焊态及不同规格焊后热处理态下焊接试件上下表面的残余应力分布;同时,基于ABAQUS软件,对焊接试件的焊接及焊后热处理过程的应力演变进行了数值模拟,考查了蠕变对焊后热处理残余应力的影响,并研究了焊后热处理时间对残余应力释放程度的影响。【结果】结果表明,在620℃的焊后热处理温度下,材料的蠕变效应对残余应力的释放起着非常重要的作用,考虑蠕变的焊后热处理模型得到的残余应力分布与实测值更为接近。模拟结果显示,焊后热处理时间为1 h,6 h和40 h时,焊缝的横向残余应力值峰值分别为200 MPa,65 MPa,50 MPa。【结论】随着焊后热处理时间的延长,焊缝应力水平持续下降,且在焊后热处理6 h内下降最为显著,为焊后热处理工艺的优化提供了依据。

考虑高温蠕变损伤的服役金属屈服强度模型探析

在役设备长期承受高温高压且无法预测其重要力学性能指标,有必要建立考虑高温蠕变损伤的屈服强度模型。传统屈服准则未考虑温度的影响以及材料有效杨氏模量随损伤下降的趋势。在阐述金属温度相关性屈服强度理论模型和K-R蠕变损伤本构方程的基础上,通过建立服役杨氏模量与蠕变损伤内变量的内在联系,推导出考虑高温蠕变损伤的服役金属屈服强度模型。以SA508-Ⅲ钢材料为例,开展了蠕变中断+高温拉伸试验,理论计算与试验结果呈现一致性。

大型钢锭铸锻一体化数值模拟

对363 t的SA508-Ⅲ钢锭进行了铸锻一体化数值模拟仿真。首先在铸造仿真软件中建立钢锭铸造过程的仿真模型并完成计算分析,然后将铸造结果导入锻造仿真软件中,建立锻造成形的仿真模型并完成计算分析。分析表明:通过铸锻一体化数值模拟仿真,明确了缩孔缩松、碳偏析、晶粒等在锻造过程中的演化规律,预测了缩孔缩松和碳偏析在锻件中出现的部位。