The state-of-the-art of steel technology used for chinese power plants and its future

The development and construction of Ultra Super Critical(USC) fossil fired power plants and advanced nuclear power plants are the most important and effective issue to improve national electricity structure in China and to fulfill the national emission aim which had been proposed and promised.Further, steel technology is one of the most imperative fundamentals to ensure the development and construction of USC fossil fired power plants and advanced nuclear power plants.This paper briefly introduced the state-of-the -art and achievement of steel technology used for USC fossil fired power plants and advanced nuclear power plants in China so far.Meanwhile,the authors also analyzed and discussed the potential research and development plans of the important steel technology in China in the near future.

核电站起重机不锈钢起升机构的设计要点

当核电站起重机的吊具需要进入水池内进行操作时,其吊具和起升机构应采用不锈钢材料。介绍了核电站起重机不锈钢丝绳、吊具、起升机构的具体计算方法、材料选择、检验要求和设计细节,分析了采用不锈钢材料对钢丝绳、吊具和起升机构设计的影响,供核电站起重机设计、制造及相关使用人员参考。

三代核电厂海水管道用钢的腐蚀行为

通过腐蚀浸泡试验和电化学测试研究了三代核电厂海水管道用钢Q235B在3.5%(质量分数)Na Cl溶液中的腐蚀行为。结果表明:随着温度升高,Q235B钢的开路电位和电化学阻抗降低,腐蚀速率增大,说明其耐蚀性变差;温度的升高不仅促进了钢的溶解,同时还促进了腐蚀产物的形成;在20℃和30℃时,腐蚀产物主要由α-Fe OOH和α-Fe_(2)O_(3)组成,在40℃和600℃时,腐蚀产物由大量α-Fe OOH和少量的α-Fe_(2)O_(3)、γ-Fe OOH组成,α-Fe OOH的相对含量比20℃和30℃时显著增加。

核电站带支撑笼架的钢衬里模块吊装研究

结合某核电站机组安全壳钢衬里模块吊装工程,研究支撑笼架与环向钢筋对钢衬里模块整体吊装的影响。论文介绍钢衬里模块的概况,分析介绍吊索具方案,通过有限元软件进行建模分析4种工况下钢衬里模块及环形吊具的应力应变。结果显示,增加支撑笼架与环向钢筋对钢衬里模块整体吊装是有利的。

某核电厂供氢双壁管外套管弯头开裂原因分析

某核电厂在功率运行期间,氢气供应系统双壁管外套管弯头区域多次发生泄漏。为查明原因,采用宏观及显微组织分析、成分分析、硬度测试等方法对开裂的弯头进行失效分析。结果表明,不锈钢弯头发生了应力腐蚀开裂。为此提出相应改进措施,有效地解决了功率运行期间氢气供应系统双壁管外套管弯头泄漏问题,为其他机组解决类似问题提供了借鉴。

某核电厂发电机定子冷却水系统不锈钢管座开裂原因分析

某核电厂在功率运行期间,发电机定子冷却水系统不锈钢管座发生泄漏。为查明原因,采用宏观及显微组织分析、成分分析等方法对开裂的管座进行失效分析,结果表明不锈钢管座发生了高周疲劳开裂失效。为此提出相应改进措施,有效地解决了功率运行期间发电机定子冷却水系统不锈钢管座泄漏问题,也为其他机组解决类似问题提供借鉴。

核级管道异种钢焊接缺陷的性质、成因及解决对策

对核电站核级管道异种钢焊缝出现的缺陷进行分析,采用模拟焊接试验的方法进行了裂纹再现,进而通过微观分析揭示了裂纹的性质和形成原因.结果表明:异种钢焊缝中出现的缺陷是热裂纹;焊缝中的硫元素含量过高是形成焊接缺陷的主要原因;在异种钢焊接时控制熔合比和热输入,可有效防止此类缺陷的产生.

Z3CN20.09M奥氏体不锈钢热老化冲击性能试验研究

采用GB/T19748-2005钢材夏比V型缺口摆锤冲击试验仪器化试验方法,对压水堆核电厂用离心铸造Z3CN20.09M奥氏体不锈钢主管道样品进行了实验室热老化的冲击性能研究。冲击试验数据的统计分析表明,热老化对Fiu/Fm比值不产生影响,而对冲击载荷有显著影响,对冲击能量的影响则更为显著。透射电子显微分析表明,热老化导致铁素体中出现沉淀物,并引发了奥氏体中位错组态的改变。与热老化时间lg t之间也满足线性关系。

EPR核电站内安全壳筒体模块化施工力学分析

欧洲第三代核电站(European pressurized reactor,EPR)内安全壳建造中大量使用了模块化施工技术,缩短了核电站建造周期、节约了建造成本。以某核电站为工程依托,采用有限元技术,提出了钢衬里焊接残余应力的数值模拟等效方法,考虑了混凝土非线性本构关系和时变效应,分析了钢衬里在焊接残余变形、不均匀温度作用、新浇筑混凝土侧压力及风荷载等施工因素对结构力学性态的影响,得出了钢衬里模块化高度与混凝土一次浇筑最大高度的相关曲线,为EPR内壳模块化施工提供了理论依据。

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。

核电站常规岛蒸汽/给水回路用WB36CN1无缝钢管的研制

随着我国核电站建设进程的加快,核电用无缝钢管的国产化要求日益迫切。介绍了在1000MW核电站常规岛蒸汽/给水回路中应用的WB36CN1无缝钢管的特点、生产工艺,通过对WB36CN1无缝钢管各项性能指标的比较分析,肯定了该工艺生产的产品在核电领域的应用价值。

AP1000主管道焊接接头微观组织和性能试验

在优化焊接工艺参数的基础上，系统分析了AP1000核电站锻造316LN主管道焊接试验件的母材、热影响区及焊缝的微观组织形貌和拉伸性能。结果表明，焊接接头组织沿主管道壁厚方向均匀分布，存在明显晶粒粗化的热影响区。焊缝金属由柱状奥氏体＋残留铁素体组成，铁素体数位于8～10FN之间，属于典型的铁素体一奥氏体结晶模式，不存在碳化物及氮化物析出。在核电站设计工况350℃下，抗拉强度达到450MPa。

水中杂质和电极电位对国产SA-508Ⅲ低合金钢在模拟一回路高温水环境中应力腐蚀破裂的影响

采用慢应变速率试验(SSRT)和电化学控制结合的方法,研究了水中杂质(氯离子和硫酸根离子)和电极电位对国产核电压力容器用SA-508Ⅲ(含S 0.0025%)低合金钢在模拟压水堆(PWR)一回路290℃高温高压水质环境中应力腐蚀破裂(SCC)性能的影响。电位范围从-720～+400mV(SHE),模拟从低氧含氢的理想状态到溶解氧显著超标状态的一系列服役环境。试验结果表明,在无杂质掺杂、掺杂10mg.L-1的氯离子和掺杂10mg.L-1硫酸根离子的三种水环境中,电极电位对该材料SCC的影响相似,当电位处于-720～-200mV(SHE)范围时,试样上未发现SCC,随着电位逐渐升高,试样出现SCC迹象直至发生显著的SCC而脆断。水中掺杂10mg.L-1的氯离子或硫酸根离子后,发生显著SCC而脆断的电位下降,即SCC敏感性提高。扫描电镜断口观察表明,SCC裂纹通常在试样表面的夹杂物处萌生,并以准解理穿晶模式呈扇形扩展。分析表明,该钢SCC破裂机理应该属于阳极溶解机制。

国产SA-508Ⅲ低合金钢在模拟核电高温水服役环境中的应力腐蚀破裂及力学行为

采用慢应变速率拉伸试验(SSRT)和电化学控制结合的方法,研究了国产核电压力容器用钢SA-508Ⅲ(含S0.0025%)在模拟压水堆一回路290℃高温高压水质环境中的应力腐蚀破裂(SCC)及力学行为。电位范围从-720～+400 mV(SHE),模拟从低氧含氢的理想状态到溶解氧显著超标状态的一系列服役环境。研究结果表明,随着电极电位的升高,该材料发生SCC的敏感性升高。当电极电位处于-720～200mV(SHE)范围时,材料无SCC;电位在-50～+200mV时,发现有疑似轻微SCC迹象;而当电位升高到+300～+400 mV时,材料发生显著的SCC。扫描电镜断口观察表明,SCC裂纹通常在试样表面的夹杂物处萌生,并以准解理穿晶模式呈扇形扩展。结果显示出该材料抗SCC能力优秀,在良好水化学条件下应无明显的SCC,其SCC破裂机理应该属于阳极溶解机制。从试样拉伸曲线上可观察到锯齿状波形,显示出动态应变时效(DSA)的微观形变特征。探讨了材料DSA对SCC行为的影响。

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。

中国能源工业发展对钢铁材料技术的挑战

简要介绍了中国能源工业的现状、发展趋势以及能源工业发展对关键钢铁材料技术的挑战性需求。重点介绍了我国超超临界火电机组建设、大型先进压水堆核电站建设、核聚变堆预研工程对关键钢铁材料技术的需求和推动。也介绍了石化工业发展对钢铁材料技术的需求。能源工业是国民经济快速、持续发展的动力所在,钢铁材料技术是支撑能源工业发展的最重要基础。

核电站用钢管材料及其国产化

在国家大力发展核电的规划和形势下,核电站建设正处于快速发展阶段,而我国大型核电站设备的国产化率还相对较低。以我国1000MW机组为例对压水堆核电站钢管用材料进行了分析和描述,希望对核电用钢管材料的国产化,特别是迫在眉睫的核用材料标准化工作起到一定的作用。

Inconel 690/S32101异种合金搭接接头的组织与性能

采用氩弧焊将镍基Inconel 690合金覆板以搭接的形式,焊接于新型乏燃料水池材料双相不锈钢S32101的表面,并对比自熔焊和填充焊两种工艺对接头显微组织及力学性能的影响.结果表明,在合理的工艺条件下,两种工艺均可以获得成形良好的搭接接头,但填充焊可得到更大的搭接宽度,其抗拉强度最高可达538 MPa.焊后检测发现,焊缝组织主要由胞状晶所组成,其间分布有颗粒状铁素体析出物.两侧熔合线处呈现不同的结晶形貌,Inconel 690覆板侧具有明显的外延生长组织,而S32101侧则出现平面晶结构.与自熔焊相比,填充焊热影响区中奥氏体溶解现象仅出现在熔合线附近极小的范围内.

核级不锈钢大尺寸应力腐蚀裂纹的制备技术研究

采用316L奥氏体不锈钢小尺寸试样进行预研制,初步确定了预制大尺寸试样应力腐蚀裂纹的参数。结果表明:3.5%(质量分数)NaCl溶液,-1.2 V(相对于SCE)外加电位,降低应变速率,并延长极化作用时间有利于应力腐蚀的发生,且降低断后伸长率。在此基础上,100 kN保载24 d后,以0.5×10^(-6) s^(-1)应变速率进行慢应变速率试验,可在大尺寸试样上成功制得长度超过25 mm的裂纹,且大尺寸试样的断后伸长率仅为12%。

三价铁离子对低合金钢在硼酸溶液中腐蚀的影响

采用腐蚀失重试验及电化学测试研究了三价铁离子对A508III低合金钢在25℃硼酸溶液中腐蚀与电化学行为的影响。在25℃硼酸溶液中,随着三价铁离子浓度增加,A508III钢的电化学阻抗值和线性极化电阻减小,阳极和阴极极化电流密度增大,腐蚀速率显著增大。在Fe2(SO4)3溶液中,H3BO3的加入以及其浓度的改变对电化学行为和腐蚀速率均无明显的影响。三价铁离子会加速A508III钢在硼酸溶液中的腐蚀,而当溶液中三价铁离子浓度较高时,硼酸浓度对A508III钢的腐蚀无明显影响。