核电站SA738Gr.B主蒸汽管道贯穿件制作焊接技术

针对核电站SA738Gr.B材料进行焊接性分析,通过焊材选型,制订合适的焊接工艺,并在施工中从焊接工艺规程、人员资格、作业环境、设备机具、焊前检查、焊前预热、焊接顺序、焊后消氢及消应力热处理等方面采取了有效的过程管理,使贯穿件最终无损检测合格,整体尺寸误差在允许偏差范围内,保证了产品质量,缩短了施工工期。

加热速度对SA738Gr.B钢奥氏体转变温度的影响及分析

采用膨胀法,利用Gleeble-3500热模拟机并结合其相应的金相组织和维氏硬度对核电用SA738Gr.B钢的奥氏体转变温度在不同加热速度下的影响进行了研究。结果表明:加热速度越大,则SA738Gr.B钢奥氏体转变温度Ac1越高;当加热速度较低时,对Ac1影响较大,但在加热速度较高时对Ac1影响较小,甚至其Ac1温度变化不大。

SA738Gr.B钢奥氏体化高温停留时间及峰值温度对组织演变及性能影响的研究

基于焊接热模拟技术,利用Gleeble-3500热模拟机采用膨胀法对核电站钢安全壳SA738Gr.B钢的奥氏体化高温停留时间和峰值温度进行了研究,并对其金相组织演变和维氏硬度变化进行了分析。结果表明:随高温停留时间的持续延长,SA738Gr.B钢奥氏体转变越充分;峰值温度越高则转变愈迅速,同时过冷奥氏体的稳定性增大。这都使得SA738Gr.B钢最终室温组织以低碳板条马氏体居多,维氏硬度也相应增加。研究能为SA738Gr.B钢焊接及焊后热处理工艺的正确制定提供依据。

核电站钢安全壳SA738Gr.B钢SH-CCT曲线的测定及分析

基于焊接热模拟技术,采用膨胀法利用Gleeble-3500热模拟机对核电站钢安全壳SA738Gr.B钢的焊接热影响区连续冷却转变(SH-CCT)曲线进行了测绘,并结合其金相组织及维氏硬度等进行了分析研究。本研究为SA738Gr.B钢焊接工艺的正确制定提供了依据。

核电用SA738Gr.B钢手工电弧焊焊接材料及工艺研究

采用国产和进口两种焊条，在不同焊接规范参数下焊接核电站安全壳用SA738Gr．B钢。对比和分析两种焊条焊缝金属抗拉强度和冲击功的变化规律，并探讨了焊缝金属的低温冲击值稳定性。结果表明，手工电弧焊焊接SA738Gr．B钢，该国国产焊条在焊接电流为120～140A，焊后热处理工艺为593~620C10h的实际工程应用条件下，能满足ASME相关规范和设计要求，完全可运用于实际焊接工程。

高渗透轧制对SA738 Gr.B厚板变形渗透性的影响

AP1000的钢质安全壳主要用料是SA738 Gr.B特厚钢板,采用传统轧制方法,由于坯料尺寸和轧机能力限制,变形渗透性差,心部韧性不足,通过轧制-冷却一体化的高渗透轧制工艺有望改善厚板性能.采用数值模拟和实验相结合的方法,分析了高渗透轧制工艺对厚规格SA738 Gr.B轧制变形的影响规律.结果表明:为了获得相同的厚向轧制渗透效果,采用厚向温差300℃的高渗透轧制工艺所需单道次压下率相比常规轧制可减少3%~4%.对比实验结果可知,采用高渗透轧制工艺可以提高心部金属变形程度,同时可使各层金属流动更加均匀.

SA738Gr.B钢自动焊接工艺

采用自动熔化极气体保护焊(GMAW)对SA738Gr.B钢进行焊接,对比未热处理和热处理两种状态下试件的力学性能。通过显微组织观察、拉伸试验、冲击试验、弯曲试验等常规性能检测方法分析自动焊接热处理后焊缝性能的变化。结果表明,自动焊接满足设计要求的各项性能指标,焊后热处理对焊缝力学性能有一定影响,性能同样满足设计要求。

针状铁素体对SA738Gr.B钢埋弧焊焊缝金属性能影响的研究

利用研制初期的M公司和R公司两种埋弧焊材,在相同焊接条件下分别埋弧焊接核电站钢安全壳用SA738Gr.B钢。利用光学和扫描电子显微镜探寻组织结构差异,研究焊缝金属冲击功。结果表明:含有大量针状铁素体的焊缝金属组织对微裂纹形成和扩展的阻碍作用较大,可使其冲击功提高。本研究为SA738Gr.B钢埋弧焊材的后续改进提供了依据。目前相关埋弧焊材已研究定型,正在进行用户和第三方国产化评估试验。

核电承压设备用钢SA738Gr．B焊接性能试验研究

本文通过对SA738Gr．B钢焊接冷裂纹敏感性试验、手工焊和埋弧焊焊接试验，分析了钢板焊接冷裂纹敏感性和焊接接头的综合力学性能及显微组织，结果表明武钢SA738Gr．B钢具有优异的焊接性能，能够满足我国极寒地区核电站用钢要求。

消除应力热处理对SA738Gr.B钢离子辐照性能的影响

利用离子辐照模拟中子辐照效应技术对AP1000安全壳用钢SA738Gr.B进行了高能氢离子辐照,采用透射电镜、聚焦离子束原位技术和正电子湮没技术,研究SA738Gr.B钢(两种热处理状态:淬火+回火态、淬火+回火+消除应力热处理(SR)态)经过高能氢离子辐照的辐照损伤行为。结果表明,在比较明显的辐照剂量下(0.2、0.5和1.0 dpa),钢基体中未观察到气泡、空位团等。两种样品的正电子湮没的寿命变化不大,说明这两种样品在试验所设计的辐照剂量下的微观缺陷变化不太明显。在位移损伤量为0.2~1.0 dpa的高能氢离子辐照下,两种热处理状态的SA738Gr.B/SA738Gr.B(SR)样品均具有良好的抗辐照肿胀能力。其中,在辐照剂量较大(0.5和1 dpa)时,SA738Gr.B样品的正电子寿命长于SA738Gr.B(SR),即SA738Gr.B样品的空位数量比SA738Gr.B(SR)更多,因此SA738Gr.B(SR)钢抗辐照性能更好。

SA738Gr.B钢焊接热影响区组织及性能的热模拟试验

采用热膨胀的方法测定了钢制安全壳用钢SA738Gr.B在不同冷却速度下的组织转变,采用GLEEBLE-2000试验机模拟分析了焊接参数对热影响区组织及冲击韧性的影响,进行了实际焊接,验证了与实际组织的相一致性.结果表明,随冷却速度的降低,SA738Gr.B钢板先后发生贝氏体转变、先共析铁素体析出及先共析铁素体+珠光体组织的转变.多层多道焊时,实际热影响区组织以混合组织为主,其基体组织基本符合同冷却速度条件下的热模拟组织,具有较高的抗裂性能.研究结果对生产实践具有较好的参考和指导作用.

工艺参数对SA738Gr.B钢焊接接头组织及力学性能的影响

SA738Gr.B是低合金高强度钢,首次应用于AP1000核电钢制安全壳,研究采用ER90S-G专用焊丝80％ Ar＋ 20％ C02气体保护焊进行接头性能试验。试验结果表明,热输入量在1.2 ～2.0 kJ/mm范围内焊接接头的拉伸和冲击性能均满足安全壳的技术要求,焊缝组织以细小均匀针状铁素体为主、热影响区以贝氏体为主;焊后600℃,保温10 h热处理对接头的微观组织及力学性能的影响不大。

奥氏体化温度对SA738 Gr.B核电钢的显微结构及回火后性能的影响

利用SEM和EBSD等表征手段,研究了SA738Gr.B核电钢在850~950℃奥氏体化淬火后显微结构及高温回火后的性能.结果表明,随奥氏体化温度的升高,SA738Gr.B钢的原始奥氏体晶粒尺寸和马氏体Packet、Block微结构的平均尺寸因对晶界钉扎的MC型碳化物溶解,而呈逐渐粗化的趋势;钢的低温冲击吸收功有所降低并与原奥氏体晶粒、马氏体Packet和Block尺寸呈线性关系;马氏体Block尺寸对低温冲击吸收功影响作用大于原始奥氏体晶粒和Packet尺寸.

焊后热处理对SA 738 Gr.B钢热影响区冲击性能和断裂韧性的影响

AP1000和CAP1400钢制安全壳由SA 738 Gr.B调质钢板焊接而成,筒体厚度为52-55 mm,需要进行焊后热处理。采用手工电弧焊进行焊接试验,结果表明,焊后热处理后,热影响区晶粒显著长大,碳化物数量增多,导致冲击韧性和断裂韧性有所降低。

SA738Gr.B钢焊缝裂纹产生原因分析及处理

钢制安全壳是核电站的第三道安全屏障,其作用是在事故工况下,阻止放射性物质向环境逸散。焊接是钢制安全壳制作安装阶段的重要加工工艺方法,焊接裂纹缺陷的存在将影响钢制安全壳的质量,对核电站的安全运行造成极大的安全隐患。针对国内某核电工程钢制安全壳闸门插入板与筒体之间的焊缝产生了裂纹的实际情况,重点围绕焊接过程质量控制,详细分析了焊接热裂纹、冷裂纹、层状撕裂、应力腐蚀裂纹以及再热裂纹产生的原因,通过分析确认SA738钢Gr.B钢焊缝裂纹为再热裂纹,并结合工程实际提出了预防措施和裂纹缺陷处理方法,为后续工程焊接工艺制定提供了参考。

核电站用SA738Gr.B钢板热处理工艺研究

为满足SA738Gr.B核电站用钢较高的性能要求,在实验室试验的基础上,研究了工业化生产热处理工艺参数对钢显微组织和力学性能的影响。结果表明,钢板淬火时冷却速度>5℃/s时,能够避免先共析铁素体的析出;淬火温度较高时,钢板具有更细小和均匀的板条贝氏体;随着淬火加热的保温时间延长,晶粒组织粗化且铁素体含量减少;随着回火温度的升高,晶粒粗化,同时贝氏体含量减少,铁素体含量增多;在工业化生产中,较大淬火水量下钢板的拉伸性能更优;随着回火时间的延长,钢板强度下降而冲击韧性提高。以920℃×2.0 min/mm加热、较高水量的Q2工艺淬火,并采用650℃×1.5min/mm的工艺回火,可使钢板的强韧性达到最佳匹配。

AP1000钢制安全壳选材及应用

钢制安全壳作为AP1000与其他三代核电站的重大不同点,是与其非能动冷却设计理念密切相关的。作为非能动冷却系统中的关键物项,钢制安全壳的选材具有严格的要求,通过对比、筛选,调质状态供货的SA-738 Gr.B成为了候选材料。对其力学性能、焊前预热、焊接参数、焊后热处理及无损检测进行了探讨,并对未来应用中应着重解决的问题进行了介绍。

核电设备用SA738Gr.B复合钢板的爆炸焊接试验研究

为了开发高强核电压力容器用复合钢板,实现核电设备压力容器关键部件国产化,对核电设备用SA738Gr.B复合钢板的爆炸焊接和热处理工艺进行了研究,通过试验验证了爆炸焊接理论参数的正确性,对爆炸焊接后的核电设备用SA738Gr.B复合钢板提出了合理的正火和回火工艺,从而实现了核电设备用SA738Gr.B复合钢板各项力学指标的最优化。

核电站钢制安全壳焊接变形控制

以核电站钢制安全壳现场拼装焊接为例,介绍了某核电站钢制安全壳的组成,SA738Gr.B材料的焊接特点,施工难点,焊接工艺,控制焊接变形的常用方法等;结合钢制安全壳的结构特点,分析钢制安全壳拼装焊接过程中焊接变形的原因,并以钢制安全壳的底封头拼装焊接为例,从坡口设计、坡口组对间隙、错边量、定位焊、焊接工艺等方面阐述控制底封头焊接变形的措施,实践结果表明,拟定的焊接变形措施可行,为后续核电站钢制安全壳现场拼装焊接变形控制提供参考。

钢制安全壳熔化极气体保护自动焊接工艺研究

低合金高强度钢SA738Gr.B首次应用于第三代核电AP1000钢制安全壳中,采用ER90S-G专用焊丝对SA738Gr.B钢板自动焊焊接工艺进行了研究,并进行了产品模拟试验。试验结果表明,热输入在12～29 kJ/cm范围内焊接接头的冲击性能均满足安全壳的技术要求,并在该热输入范围内进行了1G,2G,3G焊接位置的自动焊焊接工艺评定,各力学性能均满足技术要求。在最优工艺前提下,通过组对间隙、错边量以及焊缝收缩量的试验找出最优自动焊焊接工艺参数并应用到产品模拟件中,各力学性能也均满足技术要求。