核压力容器用SA508Gr.3钢的研究进展

核反应堆压力容器是核电站重要组件且具有在全寿命周期内不可更换的特殊性。第二代核压力容器用钢在其焊缝中发现了再热裂纹,已不能够满足使用需求。因此,在此基础上通过添加Mn元素,减少Mo和Cr元素改进设计了SA508Gr.3钢,它具有高强度、高韧性和低辐照脆化敏感性等特点,目前广泛应用于核电压力容器、蒸发器和稳压器等核心构件。本文总结了SA508Gr.3钢的研究进展,重点介绍了合金元素、热处理工艺对其显微组织和力学性能的影响,并详细介绍了SA508Gr.3钢的抗辐照性能。根据核压力容器的服役环境,详细分析了热时效对SA508Gr.3钢显微组织及力学性能的影响机理。随后,总结了显微组织演化对其疲劳性能、疲劳裂纹萌生及疲劳裂纹扩展的影响机制。最后,展望了核压力容器的发展方向和需要进一步研究的内容,为提高SA508Gr.3钢的综合性能和研发下一代核电用钢提供参考。

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。

显微组织对SA508 Gr.3钢断裂方式的影响

采用光学显微镜、扫描电镜和电子背散射衍射等手段研究了具有铁素体+贝氏体、粒状贝氏体、板条贝氏体+马氏体和板条马氏体4种显微组织的核电压力容器用SA508 Gr.3钢的低温(-196℃)冲击吸收能量和二次裂纹扩展行为。结果表明:低温冲击吸收能量随实验钢中硬相增多而升高。铁素体+贝氏体混合组织的实验钢中,裂纹大多在晶界形核,二次裂纹数量较少,但易于扩展;粒状贝氏体组织的实验钢因含有大量的马氏体/奥氏体岛,能提供大量的形核位置,致使二次裂纹呈现多而短的特征;裂纹在板条贝氏体组织中比在马氏体中更容易扩展,这是因为高密度的大角度界面能有效阻止裂纹扩展,故板条马氏体组织实验钢的冲击性能最好。

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。

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。

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。

焊后热处理对SA508Gr.3钢韧性影响的研究

在三代非能动压水堆核电设备上,大量地使用了SA-508 Gr.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-508 Gr.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。本文研究了核反应堆容器用SA508Gr.3钢大锻件热处理工艺,焊后热处理保温时间下的焊缝组织和冲击韧性的变化,分析了回火过程中残余奥氏体分解对回火冲击韧性的影响。

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。

碳含量对SA-508 Gr.3钢大锻件组织和性能的影响

研究了碳含量对SA-508 Gr.3钢大锻件的显微组织和力学性能的影响。结果表明:随着碳含量的增加,SA-508 Gr.3钢的贝氏体转变温度降低,M_3C碳化物析出量增加;室温和350℃抗拉强度提高,冲击性能先升高后降低,0℃冲击断口形貌由混合型断裂转变为韧窝断裂。为使SA-508 Gr.3钢获得较好的综合性能,碳含量应控制在0.19%~0.22%(质量分数)。

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。

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。

50mm厚SA508Gr.3Cl.2钢超窄间隙激光填丝焊接头组织与性能

采用超窄间隙坡口和光纤激光填丝多层焊工艺,焊接了50mm厚的SA508Gr.3Cl.2核电用钢,测试并分析了接头的微观组织和性能。结果表明,焊接接头无宏观缺陷;热处理后接头中部焊缝中心组织主要为上贝氏体和针状下贝氏体,母材侧热影响区的粗晶区组织为高温回火马氏体,硬度为280HV。焊接接头拉伸试样的拉伸断裂位置均位于母材,接头抗拉性能良好。接头上、中、下部位的焊缝冲击韧性均小于母材的,但焊缝冲击试样的断口形貌仍具有一定的韧性断裂特征。

SA508M.Gr.3CL.2钢锭冶炼生产实践

SA508M.Gr.3CL.2钢主要用于生产制造核电装备的锻件钢锭,其对P、H元素和w(N)/w(Al)比值等要求严格。上海电气上重铸锻有限公司根据此钢种的成分要求,制定了冶炼生产工艺,通过采取严格控制配料、脱磷、脱硫、偏析以及真空脱气等工艺措施,成功生产了460t超大型SA508-3钢钢锭。锻件成品中w(P)≤0.004%、w(S)≤0.002%、w(H)≤0.8×10-6、w(O)<5.0×10^(-6),w(N)/w(Al)比值在0.6~0.9之间,C、Mn、Mo元素偏析控制较好,满足了此钢种的内控成分要求。

反应堆压力容器用锻件不同规范取样位置的差异性

为提高核电设计、工艺、制造、质量管理等人员对ASME规范和RCC-M规范在压力容器大型锻件取样位置差异性的理解,通过分析其在反应堆压力容器锻件中不同取样位置和热处理厚度要求方面的差异,得出ASME规范是通过限制最大热处理厚度及加工余量来控制锻件热处理厚度,而RCC-M规范是通过锻件评定的方法来证明大型锻件的内部质量。不管采用哪种规范,取样位置必须具有代表性,其测定值能真正代表产品的性能,满足适用标准的要求。