核电用316L不锈钢粉末增材制造研究现状

增材制造技术是一种无须模具、近净成形的先进制造工艺。不锈钢是一种在核电行业广泛应用的结构材料。实现不锈钢结构件的增材制造将进一步推动增材制造技术的发展,也可为核行业带来革命性改变。以核电用316L不锈钢为例,系统阐述了不锈钢粉末增材制造研究现状,包括粉末制备工艺现状、增材制造成形工艺现状以及成形件的组织性能研究现状。目前,增材制造用316L不锈钢粉末的制备工艺主要为雾化法,粉末的物化性能受制粉工艺参数的影响。在激光粉末床熔融增材制造技术、电子束选区熔化技术和等离子增材制造技术中,尤以激光粉末床熔融增材制造不锈钢的应用最为广泛。增材制造316L不锈钢的组织与性能存在各向异性,但各向异性可通过增材制造的后处理技术消除。目前增材制造最为常用的后处理技术为热处理。与锻造316L不锈钢相比,经热等静压处理的增材制造316L不锈钢的力学性能与辐照性能更优。目前,核用不锈钢的增材制造技术还处于起始阶段,后续应重点关注增材制造的成形机理及成形材料中子辐照性能等内容。

核电用钢专利技术研发现状及发展趋势

以1990-2020年间全世界范围内公开的核电用钢专利技术为研究对象,运用专利信息分析方法对数据进行整理及全面、深入地分析,包括全球专利现状分析、中国专利现状分析以及重点专利挖掘三部分内容,概述了核电用钢专利申请趋势、专利分布、专利技术研发趋势。

核电用304L不锈钢包壳的慢应变速率拉伸试验

对核电用304L不锈钢包壳进行慢应变速率拉伸试验,用扫描电子显微镜对试样的断口进行观察。结果表明:核电用304L不锈钢包壳的应力腐蚀开裂敏感性系数接近1,在高温氮气和高温、高压水中测试后,试样断口的宏观形貌基本一致,呈韧性断裂特征;核电用304L不锈钢包壳在高温、高压水中的应力腐蚀敏感性较低。

核电用钢的开发与展望

阐述了我国核电发展的现状及特点,重点介绍了鞍钢在核电用钢开发方面现有装备情况及取得的业绩,同时对我国钢铁企业未来核电用钢的研发方向进行了展望。

核电用屏蔽电动机绝缘

本文主要论证了屏蔽电动机的新型H级绝缘体系优于硅有机绝缘体系 。

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%。

核电用汽动泵轴承超速工况影响下寿命研究

核电站汽动辅助给水泵作为核电站专设安全设施之一,在机组丧失主给水时,作为正常给水的备用,向蒸汽发生器二次侧提供足够流量的给水,导出堆芯余热,事故工况下保障核电厂的安全停堆。根据现场反馈,轴承故障是汽动辅助给水泵故障的主要原因之一,主要故障模式为轴承磨损、涂层脱落等,这与汽动泵滑动轴承的维护更换周期不合适有着必然的联系。为了更精确地确定轴承的维护更换周期,减少由于维护不足或维护过度导致的故障次数,提高机组运行的安全性,基于对汽动泵滑动轴承的运行工况、结构组成、材料属性、现场反馈等信息作为输入,从“工程思维”角度出发,基于可追溯、可查询的方法和数据,从基本额定寿命、可靠性因素、环境影响三个方面考虑,提出一种适用于此类滑动轴承的可靠性寿命计算方法,为滑动轴承现场维修、更换和替代提供参考和依据。

核电用奥氏体不锈钢机械焊焊接工艺研究

本文对核电用奥氏体不锈钢板采用不同机械焊工艺获得的焊接接头进行分析,包括焊接接头的强度、塑性、韧性、高温强度、抗腐蚀性能及微观组织等,结果表明,在合理的焊接工艺下,采用合理的药芯焊丝气体保护焊和埋弧焊焊接工艺均会获得具有良好性能的焊接接头,为奥氏体不锈钢机械焊在核电压力容器中的生产应用积累了试验数据。

新日铁住金核电用钢专利分析

结合当前核电发展状况,分析了新日铁住金近十年的核电用钢相关专利,包括新日铁住金核电用钢专利在全球的布局,以及其核心专利的技术要点。

核电用管道材料开发及生产现状

钢铁是核电厂建设最重要的基础材料，建设一座核电站涉及到板材、线材、管材、大、中、小型材以及不锈钢等，其中管材占到一定比例。从价值来看，核电管价值远远高于普通管。介绍了一回路用管道和二回路用管道采用材料情况以及国内外生产商的开发情况，展望了我国核电未来发展前景。

我国核电用无缝钢管国产化的新进展

目前我国核电工业正处于发展高峰期,核电装备及制造材料的国产化势在必行。实践表明,我国核电用无缝钢管国产化成效显著。介绍了核电站建设和核电设备制造对无缝钢管提出的质量要求,分析了我国核电用无缝钢管在国产化进程中取得的成绩和存在的主要问题,提出了进一步加速核电用无缝钢管国产化进程的建议。

火花源原子发射光谱法测定核电用不锈钢中硼

研究了火花源原子发射光谱法测定核电用不锈钢中硼元素的分析方法。讨论了硼元素的谱线和不同形态硼对硼含量测定结果的影响。延长了硼元素的校准曲线,并采用干扰系数法消除了Cr、Ni引起的谱线重叠干扰。结果表明,采用谱线B 182.64nm进行硼元素测定,其分析上限可以达到1.6%。该方法用于核电用不锈钢标准样品和实际样品中硼元素的测定,所得结果与认定值或湿法分析结果相一致,相对标准偏差(RSD,n=7)小于3%。

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。

核电用管现状及国产化进展

随着我国大型核电站建设的快速发展,核电站设备国产化进程明显加快,对核电用无缝钢管的国产化要求也日益迫切。简介了核电用管的特点及质量要求,分析了核电站管道系统用无缝钢管的国产化进展和存在的问题,提出了核电用无缝钢管全部国产化的建议和改进思路。

Mn-Ni-Mo系核电用钢板热处理工艺研究

针对Mn-Ni-Mo系核电用钢板,研究了淬火和回火热处理工艺参数对力学性能及显微组织的影响,分析了回火温度和时间对力学性能的影响规律,研究结果对Mn-Ni-Mo系核电用钢板生产工艺的制定具有一定参考价值。

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。

核电用0Cr18Ni12Mo2Ti锻钢的疲劳断裂特性及其安全性评定

研究了０Ｃｒ１８Ｎｉ１２Ｍｏ２Ｔｉ锻钢的疲劳性能（低周疲劳，高周疲劳，热疲劳）和动，静态断裂韧度（Ｋｉｄ，Ｋ１ｃ）。结果表明，０Ｃｒ１８Ｎｉ１２Ｍｏ２Ｔｉ锻钢的疲劳性能和动，静态断裂韧度满足ＡＳＭＥ规范的安全性要求，该材料具有良好的综合力学性能。

A335P22大口径核电用无缝钢管产品性能研究

介绍了天津钢管集团股份有限公司A335P22大口径核电管研制的工艺过程及产品性能,化学成分、室温力学性能以及高温拉伸性能均满足核电技术协议要求。并与日本住友同类产品进行性能解剖分析对比,结果表明:我公司生产A335P22大口径核电管各项性能指标与日本住友产品相比水平相当,达到国际领先水平。

核电用EQ308L不锈钢带极埋弧堆焊材料的研制

通过对EQ308L不锈钢带极埋弧堆焊材料控氮处理，解决了EQ308L不锈钢带极埋弧堆焊材料室温抗拉强度不能稳定≥520MPa的难题。当熔敷金属氲含量在0．05％～0．20％时，采用该套材料进行带极埋弧堆焊试验，堆焊工艺性能极佳，冶金性能优异，熔敷金属力学性能、耐蚀性能优良，满足了核电的要求。

介质条件对核电用镍基合金传热管SCC的影响

综述了环境因素,包括温度、pH值、溶解氧、氯离子、氢、苛性碱、含硫化合物以及铅等对压水堆核电站蒸汽发生器传热管用镍基合金材料(800、600、690合金)应力腐蚀破裂(SCC)敏感性的影响。