反应堆压力容器用SA508Gr.4N钢的热变形行为

利用Gleeble-1500D热模拟试验机,在温度为1050~1250℃、应变速率为0.001~0.1s-1、真应变量0.16的条件下,研究和分析SA508Gr.4N钢高温塑性变形及动态再结晶行为。结果表明:SA508Gr.4N钢的高温真应力-应变曲线主要以动态再结晶为特征,峰值应力随变形温度的降低或应变速率的升高而增加,属于温度和应变速率敏感材料;在真应力-应变曲线的基础上,建立材料热变形本构方程,较好地表征了材料高温流变特征,其热激活能为383.862kJ/mol;其硬化率-应力(θ-σ)曲线均呈现拐点且-dθ/dσ-σ曲线出现极小值;临界应变随应变速率的增大与变形温度的降低而增加,且临界应变(εc)与峰值应变(εp)之间具有一定相关性,即εc/εp=0.517;临界应变与Z参数之间的函数关系为εc=8.57×10-4 Z0.148。

基于SA508Gr.4N钢微宏观唯象模型的核电管板锻件WHF法拔长工艺优化

基于新一代核电材料SA508Gr.4N钢的动态热变形模拟数据及试样金相显微组织,借助Zener-Hollomon参数,采用线性回归分析,得到由应变速率及温度决定的SA508Gr.4N钢的动态再结晶晶粒演变微观模型,结合已建立的流动应力与应变、应变速率及温度的两段式宏观本构模型,基于DEFORM软件,进行二次开发,建立了SA508Gr.4N钢的有限元微宏观唯象模型。对标准动态热变形实验进行模拟,得到模拟值和实测值的相关系数为0.9524,验证了模型的有效性;设计非均匀变形试样并进行热压缩实验,6个典型点的晶粒尺寸平均误差约为16.78%,且试样不同位置晶粒尺寸的实验值和模拟值的变化趋势基本吻合,验证了模型在复杂热变形条件下的准确性。基于该模型对大型核电管板锻件首道次的宽砧强力压下锻造法拔长过程进行模拟,对比研究了在不同砧宽和布砧方式下锻件内部的等效应变、轴向应力和平均晶粒尺寸分布的差异,及其对锻件芯部质量的影响规律,发现采用2200 mm砧宽和水冒口交替布砧是最合理的工艺参数组合。

SA508Gr.4N钢热变形过程微观组织演变及流变应力模型

利用Gleeble-1500D热模拟试验机研究Ni-Cr-Mo系低合金SA508Gr.4N钢在变形温度为850~1200℃,应变速率为0.001~1 s^(-1),真应变为0.9条件下的等温热变形行为,建立包含动态回复和动态再结晶的基于物象的流变应力模型与动态再结晶晶粒尺寸模型,并提出避免粗大晶粒组织遗传性的适宜锻造工艺。结果表明:随着变形温度的升高,应变速率的降低,动态再结晶体积分数和晶粒尺寸逐渐增加;SA508Gr.4N钢的真应力-真应变曲线具有明显的不连续动态再结晶现象;通过实验值和模型预测值对比可得流变应力模型的相关系数(R)及平均相对误差(MRE)分别为0.998和4.76%,动态再结晶晶粒尺寸模型的相关系数(R)及平均相对误差(MRE)分别为0.991和8.69%,两个模型均具有较高的准确性。

SA508Gr.4N钢奥氏体晶粒长大行为研究

为研究保温温度和保温时间对SA508Gr.4N钢奥氏体晶粒长大行为的影响,利用光学显微镜和高温激光共聚焦显微镜研究了该钢在保温温度为900~1200℃,保温时间0~600 min条件下的晶粒长大行为。研究表明,随着保温温度的升高和保温时间的增加,奥氏体晶粒尺寸逐渐增加;在900~1000℃,由于部分AlN逐渐回溶,抑制晶粒长大的作用减弱,但相比AlN完全回溶的情况,部分晶粒长大速度相对缓慢,导致混晶现象。随着温度的进一步提高,AlN全部溶解,使得晶粒迅速长大,且晶粒较为均匀;晶界迁移是SA508Gr.4N钢奥氏体晶粒长大的主要机理。基于本文实验数据,采用Sellar-Anelli模型建立了SA508Gr.4N钢晶粒长大模型,通过实测值和预测值对比可以得出晶粒长大模型的决定系数(R2)和对称平均绝对百分比误差(SMAPE)分别为0.99和6.75%。

SA508Gr.4N钢连续冷却组织转变特性

结合物理模拟实验、显微组织观察和硬度测定研究了新一代反应堆压力容器用SA508Gr.4N钢的连续冷却组织转变特性。结果表明:SA508Gr.4N钢产生贝氏体相变的临界冷却速率为0.5℃/s;当冷却速率为1~30℃/s时,相变产物为板条马氏体,硬度值高达470 HV;当冷却速率为0.5~0.02℃/s时,相变产物为贝氏体和马氏体,且随着冷却速率的降低,贝氏体含量逐渐增加,贝氏体组织中可见呈粒状、短棒状的微细碳化物,硬度值低至400 HV;采用Koistinen-Marburger方程描述SA508Gr.4N钢马氏体转变动力学,拟合得到马氏体转变起始温度为345.4℃,动力学参数为0.031 4,适用于准确预测≥20%的马氏体转变量与温度之间的关系。

SA508 Gr.4N钢的贝氏体等温转变及相变动力学

采用DIL 805A动态热膨胀相变仪研究了SA508 Gr.4N钢贝氏体的TTT曲线和等温相变动力学。结果表明:试验钢的等温贝氏体相变动力学符合Johnson-Mehl型方程,最大相变速率随等温温度的升高而减小。试验钢的贝氏体转变温度区间为360~450℃,最大贝氏体转变量随等温温度的升高而降低。结合热膨胀曲线和室温下的组织分析表明,SA508 Gr.4N钢贝氏体转变不完全,等温结束后未转变的奥氏体在冷却过程中转变为M-A岛。在等温温度高于450℃保温6 h的过程中无珠光体和铁素体相变发生,当等温温度低于M_(s)点时先发生马氏体相变,随后在等温过程中发生贝氏体转变。

SA508 Gr.4N钢的辐照脆化性能研究进展

低合金钢的辐照脆化效应与合金成分有着密切关联。通过调整合金元素,SA508 Gr.4N具有良好的初始力学性能,但同时也可能为其辐照性能带来劣化风险。在辐照条件下,SA508 Gr.4N钢的力学性能变化与合金元素存在一定的关系,在其微观特征变化中也发现合金元素间存在某种协同作用。本文对当前国际上SA508 Gr.4N钢辐照性能研究的最新进展进行介绍和评价,并对未来值得探索的方向提出了建议。

SA508Gr.4N钢的奥氏体化转变与晶粒长大动力学

采用物理模拟实验和理论计算研究了新一代反应堆压力容器用SA508Gr.4N钢的奥氏体化转变与晶粒长大动力学。结果表明:实验钢的奥氏体化临界温度A_(c1)和A_(c3)分别为714℃和773℃;转变速率随过热度的增大先增加后减小,具有S型动力学特性;得到了适用于SA508Gr.4N钢的奥氏体化临界温度A_(c1)和A_(c3)的预测模型。理论计算结果表明:当Ni含量超过3.5%时,在500℃及以下存在奥氏体稳定相;Cr大幅降低了钢中C的活度,抑制Fe_(3)C渗碳体的形成,SA508Gr.4N钢中碳化物主要是M_(23) C_(6)型合金碳化物;奥氏体晶粒尺寸随加热温度的升高、保温时间的延长而增大,非线性拟合得到了奥氏体晶粒长大动力学模型。

核压力容器用SA508Gr.4N钢加热过程中的奥氏体相变

采用Formastor-FⅡ型热膨胀装置测定了SA508Gr.4N钢在不同加热速率下连续奥氏体化过程的热膨胀曲线,研究了该钢的连续奥氏体化相变行为,发现当加热速率较低时,相变开始温度较低,且相变温度区间延长。建立了SA508Gr.4N钢奥氏体化相变的Johnson-Mehl-Avrami(J-M-A)方程,并根据试验数据拟合得出奥氏体化相变激活能Q约为1.151×10~6J/mol,J-M-A方程参数n=0.67,lnk_0=129.6。根据J-M-A动力学方程推导出不同温度下等温奥氏体相变动力学曲线,随着保温温度的升高,奥氏体化进程加快,奥氏体化相变速率增大。根据等温奥氏体相变动力学曲线获得了SA508Gr.4N钢的温度-时间-转变量曲线。

核压力容器用SA508Gr.4N钢组织遗传性的消除

采用可控速热处理炉对核压力容器用SA508Gr.4N钢消除组织遗传性现象进行研究。为模仿大锻件锻后不同位置晶粒尺寸差异较大现象,对试验钢进行不同温度预粗化处理。设计了A和B两种方案消除试验钢的组织遗传性,结果表明:经方案A即等温退火+亚温正火+正火处理后,得到细小且均匀的晶粒,晶粒等级由2~9级细化为7.5~8.0级,该方案可有效消除SA508Gr.4N钢的组织遗传性现象。观察了等温退火、亚温正火和高温回火后试验钢组织的变化,分析了微观组织变化对消除试验钢组织遗传性的影响。

SA508Gr.4N钢的亚动态再结晶行为

采用Gleeble-1500D型热力模拟试验机对不同初始奥氏体晶粒尺寸的SA508Gr.4N钢,在变形温度1050~1250℃、应变速率0.001~0.1 s^（-1）,道次间隔保温时间120~300 s进行双道次热压缩变形试验。研究了SA508Gr.4N钢的亚动态再结晶行为。结果表明：在本试验变形条件范围内,两种不同初始奥氏体晶粒尺寸的SA508Gr.4N钢均能发生亚动态再结晶。初始奥氏体晶粒直径越细小,SA508Gr.4N钢越易发生动态再结晶。变形道次间隔时间越长,亚动态再结晶就越显著。亚动态再结晶分数随着变形温度的升高以及初始奥氏体晶粒直径的增加而增大。

关于反应堆压力容器新型用钢SA-508Gr.4N的研究进展

随着人类生活水平的不断提高,全球对于能源的需求量也急剧增加,伴随着化石能源的可开采量逐年减少,以及人类对环保的更高要求,核能作为一种高效的清洁能源,已被世界各国作为能源结构的重要组成部分。根据世界核电协会(WNA)日前发布的《2018年版核电行业状况报告》,至2017年底全球共有448台在运核电机组,总装机容量为392GW(比2016年增加2GW),平均容量系数为81%,发电量达到2506TWh(比2016年增长20TWh)。预计2018—2019年将有25台核电机组竣工,核电发展将迎来一个小高潮。目前,我国在建和筹建的核电厂基本都采用压水堆(PWR)堆型,作为反应堆的“心脏”,核反应堆压力容器的设计对整个核电建设项目都至关重要。由于材料在使用中不可避免地会出现老化和降级现象,对于时刻处于辐照环境下的核反应堆压力容器来说,材料的选择更是满足其使用条件的关键一环。最早时期的压力容器采用SA212B板材,后面陆续开始采用SA302.B和SA533B钢,最终被SA508系列锻件所替代。目前,SA508系列锰钼镍低合金钢已被广泛运用于核反应堆压力容器的制造,包括顶盖、筒体、法兰、封头等均可使用。近年来,研究人员通过调整化学成分开发出了新的压力容器备选材料———SA-508Gr.4N钢,强度等级已经从620MPa提升到725MPa,低温冲击性能也有了大幅提高。研究者们针对其力学性能和组织变化进行了大量研究,分析了其性能提升的主要原因,并取得了一定的成果。较目前广泛使用的SA-508Gr.3钢而言,新一代材料SA-508Gr.4N钢具有更好的强度和硬度,且低温韧性优良。本文针对SA-508Gr.4N钢的研制背景、材料性能研究现状、配套焊材开发现状,基于国内外已有研究成果进行了综述。结果表明,SA-508Gr.4N钢可作为未来核反应堆压力容器的推荐用材料。但与其匹配的焊材研制及应用性能研究数据匮乏是制约该材料推广应用的技术短板,基于已有研究基础,本文提出了后续SA-508Gr.4N钢推广应用的重点研究方向:焊材设计指标制定、焊材制造及焊接工艺优化、接头微观组织与性能演变规律研究。

高强韧SA508Gr.4N锻件国产化研制

介绍中国一重高强韧SA508Gr.4N钢锻件的最新国产化研制进展。在ASME标准的基础上,提出更高的国产化SA508Gr.4N钢性能指标。锻件性能优异,具有高强韧性,各项性能较核级SA508Gr.3钢锻件有大幅度提升。讨论今后SA508Gr.4N钢工程化应用的主要研发目标。

核电用钢淬火过程温度场-组织场数值模拟及试验研究

为获得SA508Gr.4N钢末端淬火过程中温度场及组织场的变化规律,通过对非线性有限元模拟软件进行二次开发,建立SA508Gr.4N钢末端淬火过程中的温度-组织耦合的有限元模型,并通过实验对数值模拟结果进行验证。研究结果表明:所建立的温度-组织耦合模型计算结果与实验结果吻合良好,温度场的变化主要受综合换热系数影响;组织场模型适用于扩散型和非扩散型相变组织与维氏硬度的预测。随淬火端面的距离增大,试样组织呈现出由完全马氏体相到马氏体+贝氏体混合相的变化,维氏硬度逐渐降低,与温度-组织耦合模型计算得到的组织、硬度变化规律一致,因此,本文所提模型可以用于预测SA508Gr.4N钢末端淬火过程中温度场及组织场变化规律。

核电用钢SA508Gr.4N两段式本构模型的建立及管板终锻火次模拟

采用新一代核电材料SA508Gr. 4N钢的真应力-真应变数据,建立了该材料基于物象的温度、应变及应变速率的两段式流变应力本构模型,引入了相关系数R及平均相对误差AARE,验证本构模型的预测能力,发现相关系数和平均相对误差分别为0. 9915和5. 06%。采用该本构模型进行二次开发,基于Fortran语言编写子程序嵌入DEFORM软件,结合SA508Gr. 4N钢随温度变化的热导率及比热容等实测热物性参数,对核电关键零件管板大锻件的关键终锻火次,包括平锤头展宽、压平凸台及旋转压实3个子工艺进行了系统模拟,分析了在不同工艺参数下,热锻成形过程中的锻件温度场、应力场、等效应变场及最终成形性能,最后得到了合理的锻造工艺方案。