核反应堆压力容器模拟钢中纳米富Cu相的变形特征

提高了Cu含量的核反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)模拟钢样品,经过880 cC水淬、660℃调质处理和400℃1000～4000 h的等温时效处理,观察到纳米富Cu相的析出;随后进行20%～30%冷轧变形,采用萃取复型(extractionreplica,ER)和高分辨透射电镜(high resolution transmission electron microscopy,HRTEM)的方法研究纳米富Cu相的变形特征.研究结果表明,镶嵌在α-Fe基体中的纳米富Cu相,在冷轧变形时的变形机制较为复杂,存在多种变形方式.当纳米富Cu相的晶体处于有利取向时,可以跟随基体一起发生滑移变形,表现为"软"颗粒的特性;当晶体处于不利取向时,会发生孪生变形,甚至诱发马氏体相变,有时生成"轮毂辐条"状的孪晶结构,大大提高了纳米富Cu相继续变形时的抗力,表现为"硬"颗粒的特征,因而析出纳米富Cu相会产生明显的强化作用.

反应堆压力容器模拟钢中富Cu原子团簇对材料力学性能的影响

采用淬火和时效处理方法诱发压力容器模拟钢中的微量杂质元素Cu以富铜原子团簇析出。力学性能试验结果表明,富铜原子团簇的出现导致压力容器模拟钢韧脆转变温度出现明显变化,而屈服强度和抗拉强度增长较小,塑性也只有较小程度下降。三维原子探针分析结果表明,富铜原子团簇的数密度为1023 m-3数量级,富铜原子团簇直径为1～3 nm。

反应堆压力容器模拟钢等温热时效的硬度研究

研究反应堆压力容器模拟钢(Cu含量大于0.25%wt)的等温热时效强化行为。模拟钢900℃固溶处理后水淬保留的过饱和Cu原子在时效过程中析出长大,使得材料出现强化。试验选取3个平行试样用30 kg载荷进行维氏硬度测量,每个样品测量五次,取平均值作为测量结果。结果表明,试样硬度随时效时间增加发生变化。在此基础上分析了时效强化曲线并得到了合金元素Ni对时效硬化峰时间及峰形的影响。

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。

焊后热处理对核反应堆压力容器用16MND5钢组织和性能的影响

采用光学显微镜、透射电子显微镜,通过拉伸、冲击和落锤试验等方法研究了焊后热处理温度和保温时间对16MND5钢的组织和力学性能的影响。结果表明:经模拟焊后热处理后16MND5钢的室温和350℃抗拉强度和屈服强度都呈下降趋势,且下降幅度随焊后热处理温度的升高和保温时间的延长而增大;焊后热处理时间的延长导致钢的冲击性能小幅度下降,焊后热处理温度对冲击性能的影响并不明显;焊后热处理后的钢基体中弥散分布的细小第二相粒子数量减少、尺寸增大,导致钢的强度降低。

新型反应堆压力容器主螺栓螺纹副性能试验研究

以国内某新型号压水反应堆压力容器主螺栓螺纹副为研究对象,对其进行了各安装工况下的旋拧模拟试验和拉伸标定试验。结果表明:新型主螺栓螺纹副的各安装参数推荐值可为主螺栓安装偏心度应不大于0.5 mm,主螺栓旋转速度应不大于30 rad/min,主螺栓剩余平衡配重应不大于40 kg,主螺栓允许的最大旋转力矩可不超过90 N·m;新型主螺栓剩余拉伸量计算值与拉伸标定值几乎一致,新型主螺栓绝对拉伸载荷与剩余拉伸载荷比值约为1.22,在工程经验范围值内,证明了新型主螺栓螺纹副结构设计的合理性,且新堆型主螺栓在所有工况下拉伸过程中的最大允许绝对拉伸量为4.13 mm。

核反应堆压力容器模拟钢中富Cu纳米团簇析出早期阶段的研究

采用调质处理后热时效模拟方法,用原子探针层析成像技术研究了核反应堆压力容器模拟钢中富铜纳米团簇的析出过程.模拟钢经880℃加热水淬,660℃高温回火调质处理,并经400℃时效处理1000 h后基体中析出了富铜纳米团簇.使用MSEM(maximum separation envelope method)方法重点研究了富铜纳米团簇在析出早期阶段成分变化规律.结果表明,富铜纳米团簇容易在镍含量较高的位置形核,并随着富铜纳米团簇中铜原子聚集程度的增加,纳米团簇中心处铜含量逐渐增加,镍含量逐渐减少;在纳米团簇与α--Fe基体界面处,镍和锰含量逐渐增加,形成了富镍和富锰包裹富铜纳米团簇的结构.结合实验结果讨论了压力容器钢中合金元素镍及杂质元素磷会增加中子辐照脆化敏感性的原因.

核反应堆压力容器模拟钢中富Cu原子团簇的析出与嵌入原子势计算

利用原子探针层析技术(APT)和热处理时效方法,研究了合金元素Ni对核反应堆压力容器模拟钢中富Cu原子团簇析出的影响.实验结果表明,添加合金元素Ni(0.84wt%)的样品中析出富Cu原子团簇的数量密度高于不添加Ni的样品,富Cu原子团簇内以及团簇和基体界面处都有Ni元素的富集现象,这说明合金元素Ni会促使富Cu原子团簇的析出.从多体势的角度出发,利用嵌入原子势理论,基于纯金属元素Fe,Cu,Ni的多体势参数,建立了Fe-Cu二元和Fe-Cu-Ni三元体系的嵌入原子多体势.计算结果表明,当模拟合金中存在1at%Ni时有利于富Cu原子团簇的析出,这与实验结果相符.

利用反向有限元方法测定高能重离子辐照反应堆压力容器钢的本构关系

为获得离子辐照样品的本构关系,采用高能重离子结合能量衰减装置在A508-3钢样品中产生厚度53μm的准均匀损伤层,通过单轴拉伸实验获得未辐照钢的本构关系.利用小冲杆装置对直径3 mm的圆片状辐照样品进行测试获得样品的载荷-位移曲线(LDC).根据未辐照钢的本构关系构造一系列辐照层的本构关系并进行批量有限元模拟,得到对应的LDC.通过对比有限元模拟获得的LDC和小冲杆实验测试结果,获得材料辐照层的本构关系.采用纳米压痕实验验证了反向有限元计算得到的辐照硬化结果.

时效工艺对反应堆压力容器钢中富Cu团簇析出的影响

反应堆压力容器（RPV）模拟钢样品经880℃加热0．5h水淬，再经过660℃加热10h调质处理，随后在340～400℃进行不同时间的时效处理，测量了维氏硬度，并采用原子探针层析技术（atomprobetomography，APT）研究了富Cu团簇的析出过程。APT分析结果表明，RPV模拟钢淬火后经400℃时效100h的样品中析出了富Cu团簇，团簇的数量密度为1．69×10^23m^-3；模拟钢在调质处理后，经400℃时效1000h时效处理后才析出了富Cu团簇，团簇的数量密度为6×10^22m^-3。研究结果表明，同调质处理后时效相比，模拟钢淬火后直接时效可以更好地模拟RPV钢经中子辐照后富Cu团簇的析出。

采用模拟方法对反应堆压力容器大锻件用钢的研究

采用数值模拟和物理模拟方法对反应堆压力容器特厚大锻件用钢进行了研究。采用NSHT程序模拟400 mm×800 mm×800 mm模拟锻件淬火过程中的温度场分布,通过小试样控制冷却模拟锻件淬火,对实验钢的化学成分和热处理工艺进行了优化,并探讨了成分与热处理对组织与性能的影响。

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。

反应堆压力容器内壁环形锻件焊接残余应力三维有限元数值模拟

某新型反应堆压力容器内壁设计了环形锻件与筒体内壁焊接的环形焊接结构。该种结构形式的焊缝首次在反应堆压力容器中出现，无成熟经验可以借鉴。为了了解该种复杂结构形式及大厚度焊缝的焊接残余应力幅值及分布规律，基于ANSYS有限元分析软件，建立了反应堆压力容器内壁环形锻件多层多道焊接三维有限元模型。在此基础上，以带状移动温度热源作为焊接热源模型计算出多层多道焊接的瞬态温度场结果，采用热-力间接耦合法，得到了焊接应力场计算结果。模拟结果表明，焊缝区域环向应力从上表面到下表面分布趋势为拉应力-压应力-拉应力，呈现自平衡的分布形式。根部焊道区域的环向应力为拉应力。焊缝上轴向应力最大为300 MPa左右；焊缝上下表面径向应力较大，达到400～500 MPa左右；峰值等效应力出现在焊缝根部区域，幅值最大约700 MPa。

反应堆压力容器钢中溶质元素空位型扩散机理研究

辐照或热老化导致元素偏析和沉淀析出是反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)钢性能退化的主要影响因素,点缺陷与合金/杂质元素结合与扩散是引起元素偏析和沉淀析出的主要原因。本文利用分子动力学方法研究了反应堆压力容器钢中几种主要合金/杂质元素(Cu、Ni、Mn、P)的空位型扩散机理。研究了空位与合金/杂质元素的结合性能;基于多频模型计算了合金/杂质元素的空位风参数和扩散系数。通过计算发现,Cu、P与第1近邻、第2近邻空位均具有较大的结合能,Ni与第2近邻空位具有较大的结合能;溶质元素的空位风均随着温度的升高而增大,表明在高温下合金/杂质元素均倾向通过与空位互换位置而扩散。

核反应堆压力容器锻件用SA508系列钢的比较和分析

从化学成分、力学性能、热力学平衡相转变、焊接性、淬透性和堆焊层裂纹敏感性等方面比较了核反应堆压力容器锻件用SA508系列钢,分析了合金元素对钢的力学性能、热力学平衡态析出相、碳当量(Ceq)、淬透指数(Df)和堆焊层裂纹敏感系数(PSR)的影响,为SA508不同级别钢冶炼时实控化学成分的选择和进一步认识SA508系列钢提供了参考。

应力对核反应堆压力容器大型锻件用钢相变动力学和相变塑性影响的研究

以核反应堆压力容器 (RPV)大型锻件常用钢为对象 ,研究了应力对贝氏体相变的相变动力学及相变塑性的影响 ,得到定量描述应力诱导相变及相变塑性的模型 。

反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝热老化脆化行为研究

对反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝温度监督样品的热老化脆化行为进行了研究。焊缝属于压力容器的薄弱环节,服役时间最高达120 430h(服役温度归一化到300℃)。3批次的焊缝监督样品冲击实验表明,焊缝材料在热老化过程中发生了脆化。通过研究发现,金相组织和显微维氏硬度在热老化期间未发生明显的变化,表明在热老化过程中不存在硬化脆化机制。断口分析及扫描俄歇纳米探针研究表明,晶界发生了P的偏析,弱化了晶界结合力,因此,反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝在热老化过程中发生了由杂质元素P偏析引起的非硬化脆化。

利用神经网络方法研究合金元素对反应堆压力容器钢辐照脆化的影响

反应堆压力容器(RPV)作为压水堆中不可更换的关键部件之一,其安全和稳定是决定反应堆安全经济运行的重要因素。RPV钢的辐照脆化问题是制约RPV在堆内安全服役的关键。RPV钢的辐照脆化与其合金成分关系密切。本文利用神经网络方法研究了RPV钢中关键合金成分(Cu、Mn、Ni、Si、P)与辐照脆化之间的关系。研究结果表明,基于神经网络方法得到合金成分与辐照脆化的关系与传统认知基本一致,辐照脆化对Cu含量最敏感,Cu-Ni对辐照脆化存在协同作用,低Cu合金中Mn-Ni、Ni-Si对脆化存在协同作用。

核反应堆压力容器用16MND5钢板的开发

介绍了某钢厂厚板生产线生产的核反应堆压力容器用16MND5钢板的生产工艺和过程控制情况,并分析了显微组织和力学性能。结果表明,通过EF-LF-RH-MC冶炼工艺生产的16MND5钢质较为纯净,从成分设计到工艺过程控制均比较合理。该钢板具有良好的综合力学性能和焊接性能,经过长时间的模拟焊后热处理后,钢板力学性能仍保持稳定,完全满足RCC-M标准要求。

CPR1000反应堆压力容器C形密封环的数值模拟方法研究

CPR1000反应堆压力容器使用的密封元件为C形密封环。本文建立了该密封环的实物模型、指环模型、当量圆筒模型3类共5个有限元分析模型;通过线弹性和弹塑性分析,得到各模型侧向加载、卸载过程中的载荷-位移曲线。研究结果表明,基于中径的当量圆筒模型更好地反映了C形密封环的性能,并能有效降低运算成本,可用于反应堆压力容器螺栓法兰联结结构密封性能研究。分析还表明,合金覆面、密封银层对分析结果的影响较为显著。