SA508-Gr.3C12锻件落锤试验不合格原因分析

对材质为SA508Gr.3Cl2锻件调质态(HTMP)及模拟焊后热处理态(HTMP+SPWHT)进行落锤试验,结果在-16℃出现开裂,不满足采购技术条件及标准要求。通过化学成分分析、力学性能试验、金相检测及落锤试验等,寻找造成该不合格项的问题所在,改进工艺,达到保证产品满足技术要求的目的。

焊后热处理时间对SA-508Gr.3Cl.2钢焊缝力学性能影响的研究

在三代非能动压水堆核电设备上,大量地使用到了SA-508Gr.3Cl.2钢,该材料具有较高的强度和低温冲击韧性。由于核电部件材料厚度大,SA-508Gr.3Cl.2钢焊接完成后需要进行较长时间的热处理,以消除残余应力。针对SA-508Gr.3Cl.2焊缝,选取了国内外不同牌号的四种埋弧焊焊丝焊剂进行焊接试验,并分别进行了不同焊后热处理保温时间下的焊缝金属拉伸和冲击试验。通过对试验结果的分析表明:焊后热处理后,SA-508 Gr.3Cl.2钢焊缝拉伸性能有较大程度的降低,随着焊后热处理时间的增长,焊缝强度降低的趋势逐渐减缓;焊后热处理对SA-508Gr.3Cl.2钢焊缝冲击性能影响无明显规律;随着焊后热处理时间的延长,焊缝基体组织未发生显著变化,晶间析出物有所增加并长大。焊缝的性能,特别是其低温冲击性能,更大程度取决于焊接参数,尤其是焊接热输入量。为获取理想的焊缝力学性能,需采用合适的焊接参数,控制热输入量。

反应堆压力容器用SA-508 Gr.3 Cl.1钢钨极惰性气体保护焊工艺研究

反应堆压力容器用材料主要是Mn-Mo-Ni钢,其压力边界焊缝使用的焊接方法仅为焊条电弧焊(SMAW)、埋弧焊(SAW)。为了提高焊接质量、减少清根的工作量,进行了反应堆压力容器Mn-Mo-Ni(SA-508 Gr.3 Cl.1)配套钨极惰性气体保护焊(GTAW)工艺的研究,并完成了焊接工艺评定试验。研究结果表明,钨极惰性气体保护焊可用于反应堆压力容器产品焊接。

进口A333Gr.3低温钢焊接工艺评定及现场焊接

分析了进口低温不锈钢A333Gr.3的焊接性,通过分别采用焊后热处理和焊后不进行热处理两种方案进行焊接工艺评定试验,制定了合理的低温甲醇洗涤装置主蒸汽管现场焊接工艺参数及工艺措施。试验结果表明:该钢的焊接性良好,焊后不进行热处理更有利于提高焊接接头的低温韧性。

核电用SA508 Gr.3 Cl.1钢窄间隙埋弧焊剂的研制

介绍了一种核电用SA508 Gr.3 Cl.1钢窄间隙埋弧焊剂的渣系选择、配方设计与产品性能。该焊剂与专用焊丝进行埋弧焊接,研究较宽焊接参数范围内的焊接工艺性能适应性与热处理态熔敷金属的室温、350℃高温拉伸强度、低温冲击功稳定性。结果表明,该焊剂具有优异的焊接工艺性能适应性,焊接电流、焊接速度、道间温度等焊接参数在较宽的范围内变化时,热处理态熔敷金属力学性能均满足三代核电技术要求,且数值余量大,波动较小,具有较好的工程实用性。熔敷金属微观组织为粒状贝氏体+铁素体组织。

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。

SA508GR.3钢热变形行为及加工图研究

采用Gleeble-1500D热/力模拟试验机研究SA508GR.3钢在应变速率为0.01~1 s^(-1)、变形温度为900~1 100℃条件下的热变形行为。讨论变形温度和应变速率对流变应力的影响规律,并获得SA508GR.3钢的热变形激活能和热变形本构方程。基于动态材料模型,建立起SA508GR.3钢的加工图,研究发现SA508GR.3钢的功率耗散效率η在0.1~0.5之间,当功率耗散效率η高于0.3时,在1 050~1 100℃的区间内,将发生动态再结晶。

SA508 Gr.3Cl.1钢动态再结晶行为研究

通过在热模拟试验机Gleeble-1500上对SA508 Gr.3Cl.1钢进行变形温度为950~1 200℃、应变速率为0.001~1 s;的等温压缩试验,研究了其在高温热变形时的动态再结晶行为。基于P-J法确定了临界应力和临界应变,建立了其与热变形参数Z之间的数学模型。基于改进的Avrami方程建立了SA508 Gr.3Cl.1钢的动态再结晶动力学模型。以变形温度和应变速率为变量建立了动态再结晶尺寸模型。研究结果表明:SA508 Gr.3Cl.1钢在高温低应变速率下,更容易发生动态再结晶。在动态再结晶进行充分的情况下,温度越高,应变速率越低,动态再结晶晶粒尺寸越大。动态再结晶尺寸模型计算值与试验值之间的相关系数达0.97。

SA508-Gr.3钢变参数回火焊道焊接接头组织与性能研究

针对满足核级标准要求的SA508-Gr.3钢,采用变参数回火焊道焊接技术在母材上使用自动TIG焊焊接工艺进行平板堆焊,然后对焊接接头热影响区的组织和性能进行研究。试验结果表明,通过变参数回火焊道技术获得的焊接接头热影响区的粗晶区和临界粗晶区均能够得到综合性能较好的回火索氏体组织,热影响区显微硬度整体低于300 HV,而热影响区各分区-20℃下冲击吸收能量平均可达170 J,这与采用同参数调质模式的回火焊道技术获得的焊接接头热影响区的相应数据是相当的。

焊接热影响区对SA508Gr.3钢落锤试验影响研究

探究了常规焊接方法和单道多层焊的预置裂纹源焊道热影响区(HAZ)对落锤试验的影响。采用光学显微镜(OM)、扫描电子显微镜(SEM)等手段对落锤试样的组织和断口等进行了观察分析,对HAZ各区域的性能及其在落锤试验中所起的作用进行了分析。结果表明,落锤试验结果与热影响区的尺寸关系密切,随着HAZ尺寸的增加,无延性转变温度(NDTT)增加。HAZ的组织主要由马氏体和M-A组元等组成,采用单道多层焊接时,HAZ细晶区马氏体含量会增加,显著降低了HAZ的韧性。同时,单道多层焊接对于减小HAZ尺寸并无显著效果,导致采用单道多层焊接的预置裂纹源焊道落锤试样的NDTT增加。

基于锻后热处理响应的SA508 Gr.3Cl.1钢锻造工艺容限研究

通过平面压缩变形试验研究了热变形对SA508 Gr.3Cl.1钢锻后晶粒尺寸的影响及锻后晶粒尺寸与正火后晶粒尺寸的关系。结果表明,热变形温度和应变量对锻后晶粒尺寸影响较大,而对正火后晶粒尺寸影响不大。正火后晶粒细化均匀,晶粒尺寸约为20μm。根据正火后晶粒度对锻后晶粒度的响应关系,SA508 Gr.3Cl.1钢组织遗传性极小,说明正火后晶粒尺寸对锻后晶粒尺寸不敏感。因此,从晶粒度的角度出发,SA508 Gr.3Cl.1钢锻件锻造过程关注的重点应该是零件形状尺寸,这对降低难成形复杂大锻件的锻造具有重要意义。

核反应堆容器用SA508Gr.3钢热处理

以生产实践和文献资料为基础,研究核反应堆容器用SA508Gr.3钢大锻件的热处理工艺,分析SA508Gr.3钢化学成分、热处理工艺、微观组织和力学性能之间的定性关系,指出核电大锻件现有热处理过程中存在的问题及解决思路。

SA508 Gr.3 Cl.1钢的疲劳和高温拉伸性能

测试和分析SA508Gr.3Cl.1钢在20~600℃范围内的拉伸性能与室温下的疲劳性能。结果表明:SA508Gr.3Cl.1钢由上贝氏体和碳化物组成,晶粒度为8.0级。钢基体中分布着粗系、moy级别为1.0级的D类球状氧化物,约占钢基体的0.0325%(体积分数)。钢基体中分布着大量平行与缠结的位错,除了大量碳化物颗粒外,还分布着底心正交晶体结构的Al6(Fe,Mn)析出相。钢的屈服强度、抗拉强度随温度的升高而降低,伸长率保持在20.2%~29.1%范围内,断面收缩率在20~300℃之间相对稳定,约为70%;而在300℃后明显升高,600℃的相应值达到90.2%。拉伸导致了钢基体的显微硬度升高,但其增加值随温度的升高而降低,600℃时为225HV。XRD分析表明拉伸并没有导致钢发生明显的相变。拉伸性能满足大型先进压水堆AP1000等堆内构件的性能要求。疲劳实验表明,在室温下钢的疲劳极限σ-1=268.64MPa,J_(ΙC)=331.2kJ/m^2,KIC=269.07MPa·m^(1/2)。

核电用SA-508 Gr.3 Cl.2钢带极电渣堆焊工艺

根据某核电项目要求,对堆焊要求的分析和堆焊方法的选择,通过带极电渣堆焊评定对堆焊金属进行拉伸、弯曲、化学成分、铁素体数、晶间腐蚀、硬度、金相的分析试验,结果满足标准和项目要求。试验结果表明,采用合理的措施和合适的焊接参数,使用电渣带极堆焊能获得优异焊接接头,并成功对产品的SA-508 Gr.3 Cl.2进行大面积不锈钢带极电渣堆焊。

核电SA-508 Gr.3 Cl.2钢用埋弧焊烧结焊剂的研制

研制的核电SA—508 Gr.3 Cl.2钢用埋弧焊烧结焊剂CHF113HRF,渣系为氟碱型CaF_2-MgO-Al_2O_3-Ca O-SiO_2,碱度为2.8。该焊剂匹配专用焊丝CHW-SEM2HRF在SA—508 Gr.3 Cl.2钢上焊接,结果表明,该焊丝焊剂组合焊接工艺性能优良,在焊态和焊后热处理条件下,熔敷金属理化性能优良,完全适合核电工程SA—508 Gr.3 Cl.2钢的焊接。

模拟焊后热处理对SA-508Gr.3 Cl.1钢力学性能的影响

研究了模拟焊后热处理对SA-508Gr.3 Cl.1钢力学性能的影响。结果表明,模拟焊后热处理会导致SA-508Gr.3 Cl.1调质钢强度的下降和冲击韧性的降低,即出现了回火脆性。分析结果表明:模拟焊后热处理后缓慢冷却的试样中发生了明显的P元素从晶粒内部向晶界偏聚的现象,这将弱化晶界,导致热处理后试样强度和冲击韧性降低。通过降低钢中的P、S、As等杂质元素含量和提高焊后热处理冷却速度可以消除这一不利影响。

SA508Gr.3钢锻件调质处理及质量控制

重点介绍核电用SA508Gr.3钢大锻件在核电设备上的应用以及ASME标准和设计规范中的要求,对选择调质处理的原因以及调质处理工艺及执行过程进行阐述,并根据ASME标准和技术专业要求,对调质处理关键环节的质量控制要点进行了说明。

SA508Gr.3钢超温回火异常组织分析

SA-508 Gr.3Cl.2钢具有较高的强度和低温冲击韧性,在3代非能动压水堆核电设备上大量使用。由于核电部件材料的厚度大,SA-508 Gr.3Cl.2钢焊接完成后,需要进行较长时间的焊后热处理,以消除残余应力。本文介绍了核反应堆容器用SA508Gr.3钢大锻件模拟焊后热处理得到异常组织的问题,针对发生的焊后热处理异常组织和冲击韧性的变化,分析了冲击韧性下降的原因。

热变形条件及热处理参数对SA-508Gr.3钢的影响

通过热压缩实验,分析不同变形条件(温度范围1 200~700℃,变形速率范围0.001~1 s^(-1))对晶粒尺寸的影响。得到的试验结果表明,变形温度为1 100℃、应变速率为1 s^(-1)时,再结晶细化晶粒的作用最好,晶粒度可以达到5级。通过选取3种不同变形程度的试样进行860℃退火热处理,发现均可以获得细小均匀的晶粒,晶粒度均达到8级。而随着奥氏体化温度的提高(920℃、960℃、980℃、1 000℃)晶粒度会发生长大,在980℃以下经过奥氏体化,晶粒尺寸均大于4级,而当温度高于1 000℃以后,晶粒尺寸迅速增大,达到2级。

核电用SA-508Gr.3Cl.2钢配套埋弧焊焊接材料的研制

针对核电蒸汽发生器、稳压器等设备用SA-508Gr.3Cl.2钢配套埋弧焊焊接材料大部分依赖进口的现状,进行了SA-508Gr.3Cl.2钢配套埋弧焊焊丝、焊剂的研制工作。通过对有害杂质元素的有效控制,使得研制焊材的抗拉强度、冲击韧性等性能有了显著的提升,从而获得了优良的力学性能。结果表明,研制的低合金钢埋弧焊焊接材料具有良好的焊接工艺性能,电弧稳定性好,焊道成形美观,脱渣容易,且各项力学性能均满足产品要求。