核电压力容器用SA-508-3-1钢的冶炼

针对核电压力容器用SA-508-3-1钢的组织与性能特点,分析出冶炼的难点,通过对冶炼工艺的深入研究,提出了采用EBT初炼—LF精炼—真空脱气—真空浇注的冶炼工艺方案,按该工艺方案成功冶炼浇注了核电SA-508-3-1钢锭。经过锻造及热处理等工序后,锻件性能达到核电压力容器锻件要求,并获得国家核安全局认证。

压水堆国产SA-508-Ⅲ-1钢环境影响疲劳试验研究和预测模型开发

对压水堆核电厂一回路设备用国产SA-508 Gr.3 Cl.1低合金钢(简称SA-508-Ⅲ-1钢)进行室温和320℃空气环境,以及模拟压水堆一回路水环境下的疲劳性能试验研究,获得国产SA-508-Ⅲ-1钢在空气环境下的疲劳寿命最佳拟合曲线(平均曲线)。在此基础上,对影响国产SA-508-Ⅲ-1钢在压水堆核电厂一回路水环境下疲劳性能的应变速率、温度和溶解氧含量等参数的影响规律进行研究,获得各影响参数的影响函数方程。基于获得的各影响参数的函数方程,建立国产SA-508-Ⅲ-1钢的环境影响疲劳修正因子F_(en)预测模型。本文获得的压水堆核电厂一回路水环境下国产SA-508-Ⅲ-1钢的疲劳寿命都位于95%置信度限值(10^(±2σ))范围内,验证了本文预测模型的有效性。同时,本文获得的压水堆核电厂一回路水环境下国产SA-508-Ⅲ-1钢的疲劳寿命与美国阿贡国家实验室(ANL)模型所预测的寿命相比,也都位于95%置信度限值(10^(±2σ))范围内,说明ANL模型可用于国产SA-508-Ⅲ-1钢的疲劳寿命预测。本文获得的国产SA-508-Ⅲ-1钢的环境影响疲劳预测模型与ANL模型相比,更适用于国产SA-508-Ⅲ-1钢的寿命预测,为国内第3代核电厂一回路设备考虑压水堆一回路水环境影响的疲劳设计提供参考。

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。

核电锻件用钢SA-508-3-1低温冲击性能不合格原因分析与对策

在开发核电堆芯材料SA-508-3-1锻件用钢的过程中,出现局部-20℃的夏氏V形缺口冲击功不合格的问题,且试样邻近部位的冲击值是它的3倍左右。通过对试件的化学成分、晶粒度以及非金属夹杂物的分析确定了Al2O3夹杂是导致-20℃低温冲击不合的主要原因,并提出了工艺改进的方法,保证了核电锻件的一次合格率。

10×10^19cm^-2快中子辐照国产A508-3钢材料的小冲杆试验研究

小冲杆试验方法以其所需测试样品尺寸小而带来的样品感生放射性小等优势,越来越多地应用于核材料力学性能评价领域。本文设计了一套利用光栅尺直接测量样品变形的小冲杆试验装置,较传统装置精度有明显提高。利用该套装置对注量为10×10^19 cm^-2(E≥1 MeV)快中子辐照的国产A508-3钢材料进行了小冲杆测试研究,探索了针对放射性样品从制备到测试的试验方法,并获得了国产A508-3钢材料的小冲杆屈服特征值、抗拉特征值和韧脆转变温度与标准试验之间的关系式。

国产A508-3钢在模拟AP1000一回路水环境下的疲劳性能研究

反应堆压力容器(RPV)钢在一回路水环境下的疲劳性能是评价其设计寿命的重要参数。本文针对国产A508-3钢开展了模拟AP1000一回路水环境的低周疲劳性能试验研究,获得了321℃、15.5 MPa及0.1 ppm溶解氧水环境下的疲劳行为数据和断裂机理。研究结果表明,国产A508-3钢峰值应力随应变幅的增大而逐渐增大,疲劳试验过程中试样表现出循环硬化、循环软化和饱和3个阶段;在应变幅由0.2%逐渐增加至0.6%的过程中,疲劳周次从10~5逐渐降低至10~2;疲劳断口具有疲劳和腐蚀特征,属于典型的腐蚀疲劳断裂。

国产A508-3钢在AP1000工况下的辐照脆化性能预测与分析

利用RCC-M、FIS、FIM和RG1.99(2)模型,分别计算了300MW、600MW和1000MW三种国产A508-3钢的在AP1000工况下的辐照脆化性能;利用FIS模型的计算结果和NRC-RG1.99(2)模型提供的方法计算了调整参考温度。结果显示,600MW核压力容器材料的计算结果超出AP1000的标准要求,不适合用做AP1000的核压力容器,300MW和1000MW核压力容器材料的计算结果满足AP1000核压力容器的辐照脆化性能要求,适合用作AP1000的核压力容器。最后,提出了适当降低C、Ni等合金元素的含量、严格控制N/Al之比等方法以提高材料的抗辐照脆化性能、以实现AP1000核压力容器国产化的建议。

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。

基于应变补偿的SA508-3钢本构模型修正

在Gleeble1500D热模拟试验机上开展了SA508-3钢的热压缩试验,研究了该材料的热变形行为。试验参数为温度800~1200℃,应变速率0.001~1 s^(-1),变形量45%。根据应力-应变曲线数据,采用应变补偿法建立了SA508-3钢的修正本构模型。该模型是在综合考虑变形温度、应变速率对流变应力影响的Arrhenius本构模型基础上,引入应变对模型中各参数的影响得到的。通过对比修正本构模型的应力预测值与试验真实值之间的相关系数R、平均相对误差AARE,得出R为0.996,AARE为4.89%,证明修正后的模型具有较高的精度。

A508-3钢临界温度A_(C1)的电镜测定

利用透射电镜技术测定了 A5 0 8- 3钢的临界温度 AC1,测定结果比膨胀仪法的结果低 2 5℃左右。原因是电镜技术可以发现极微小区域中发生的相变以及它更接近于平衡状态。最后还结合热处理实际讨论了该结果在质量保证中的作用。

核电SA508-3钢厚壁圆筒纵向焊接残余应力分析

针对由某公司生产首次应用到核电设备上的SA508-3钢,为了获得焊接残余应力分布及规律,采用ANSYS有限元软件对60 mm厚圆筒纵焊的焊接接头进行温度场及残余应力数值模拟,并将模拟结果与相同工艺条件下焊接试验结果进行比较验证.结果表明,模拟结果与试验结果基本吻合;焊接时热源周围极窄区域温度高,梯度大,远离热源温度峰值急剧下降;圆筒外表面残余应力大于内表面残余应力;焊缝及近焊缝区的残余拉应力值较大,远离焊缝中心残余拉应力值逐渐减小;圆筒两端和中部的残余应力在方向上或数值大小上不同;这对控制圆筒残余应力提供了理论依据.

核压力容器SA508-3钢高温性能试验分析

针对由某公司生产应用于核压力容器的SA508-3钢,为了获得不同高温下的组织性能特征参数,在Gleeble1500D热模拟机上,采用凝固法对800～1 300℃共6个温度水平进行拉伸试验。结果表明,断面收缩率、应变和热强度在1 000℃时为最大值;6个试验温度下断口附近的组织是形态各异的板条马氏体;800、1 000和1 300℃试验温度下的断口剖面最大硬度分别位于距断口10、14和18 mm处,且1 000℃拉伸试样的硬度变化幅度小,其它2个试验温度下的试样硬度变化幅度较大;低温塑性的断口形貌是以沿晶脆性断裂为主;为后续焊接数值模拟工作提供参考数据有着重要的实用价值。

核电SA508-3钢研究进展

SA508-3钢具有强度高、韧性好和辐照脆化敏感性低等特性,是广泛应用的核电用钢。通过介绍其组织结构、化学成分、力学性能、冶金工艺、热处理工艺和焊接性能等几个方面,阐述了目前SA508-3钢的研究进展,为进一步提高钢的综合性能和研发下一代核电用钢提供了参考。

核电SA508-3钢焊接连续冷却转变曲线的分析

针对首次应用到核电上的SA508-3钢,在Gleeble1500D热模拟机上,采用膨胀法测定了SH-CCT曲线,获得了焊接工艺特征参数t8/5从3.75-20 000 s范围内的焊接热影响区组织变化规律.结果表明,获得全部马氏体相变的冷却时间为15 s,全部贝氏体相变的冷却时间60 s〈t8/5≤3 000 s,全部铁素体和珠光体相变的冷却时间为6 000 s;当t8/5≤100 s时,焊接热影响区硬度高于350 HV,存在淬硬和裂纹敏感性;当t8/5≥20 000 s时,焊接热影响区硬度小于母材硬度,易出现软化现象.

焊接热循环对SA508-3钢临界粗晶区组织和性能的影响

针对核电设备用SA508-3钢临界粗晶区,采用热模拟技术研究了不预热下焊接热循环对临界粗晶区组织和性能的影响.结果表明,临界粗晶区在原奥氏体晶界上析出了项链状的隐晶马氏体组织,使其性能恶化,是焊接接头中最为薄弱的区域.临界粗晶区在经历峰值温度400~650℃的焊接热循环后,冲击韧性得到明显的改善,此时可以获得良好的强韧性匹配.在SA508-3钢多层多道焊接过程中,通过合理控制层道间焊接热循环条件,可有效改善临界粗晶区组织和性能.

焊接热循环峰值温度及冷却速率对SA508-3钢粗晶区组织和性能的影响

针对核电设备用SA508-3钢粗晶区,采用热模拟技术研究了在不预热前提下二次焊接热循环峰值温度及冷却速率对粗晶区组织和性能的影响.结果表明,粗晶区在经历不同峰值温度及冷却速率的焊接热循环后,其显微硬度与冲击韧性起伏较大,是SA508-3钢焊接接头中性能极不稳定的区域.粗晶区在经历峰值温度600~700℃的二次焊接热循环后可以获得较好的强韧性匹配.t8/5为10 s时,粗晶区在经历峰值温度750~950℃的二次焊接热循环后,在晶界附近形成的隐晶马氏体以及晶粒的进一步粗化,使得综合性能最差,应加以避免.

国产A508-3钢辐照性能

反应堆压力容器(RPV)作为反应堆寿期内不可更换的核心设备,是防止堆芯放射性泄漏的最主要屏障。本文针对国产压力容器材料A508-3钢,开展了一定剂量水平(约10×1019 cm-2,E≥1 MeV)的研究堆加速辐照试验,并进行了辐照后力学性能测试分析,包括拉伸性能和冲击性能测试。结果显示,辐照后在-100、20、288℃下,A508-3钢的屈服强度分别增加了83、108、52 MPa,抗拉强度分别增加了58、61、49 MPa,韧脆转变温度T41J增加了68℃,上平台能量降低了61J。A508-3钢辐照前后性能测试结果表明,在中子辐照至60a寿期后,A508-3钢仍能满足反应堆使用要求。

加热速度和冷却方式对508-3钢奥氏体晶粒尺寸的影响

研究了不同加热速度以及不同冷却方式对508-3钢奥氏体晶粒尺寸的影响。结果表明:508-3钢在奥氏体化过程中,随加热速度的提高,钢的奥氏体晶粒得到了一定程度的细化;不同冷却方式得到的原始组织再次奥氏体化后,炉冷得到的铁素体+珠光体组织相比水冷得到马氏体组织所获得奥氏体晶粒更为细小。

SA508-3钢回火焊道技术焊道搭接量的分析

针对核电设备常用钢种SA508-3钢,采用钨极氩弧自动焊接方法,对该钢种在使用回火焊道焊接技术修复时的焊道搭接量进行了分析。试验结果表明,焊道搭接量在0%~30%时,相邻的焊道间有明显的凹坑的存在,在后续焊道的焊接过程中容易出现未熔合问题;焊道搭接量达到70%时,焊道表面向瘤状发展,不利于后续焊道的排布,焊道几何尺寸的排布使得回火焊道焊接技术无法实施;焊道搭接量在40%~60%时,焊道分布相对平直,显微硬度及淬硬组织分布均匀,利于回火焊道技术的实施。

SA508-3钢铸态粗晶组织热压缩变形行为与晶粒演化规律

为获得SA508-3钢铸态粗晶组织热变形过程中的晶粒细化和均匀化规律,通过Gleeble单道次高温热压缩实验（950℃~1250℃,0.001s-1~1s-1,真应变ε=0.8）,发现铸态粗晶在低温硬化-回复阶段时的应力水平较锻态细晶的略高,通过金相分析发现,该现象是由铸态粗晶组织含有大量形变孪晶及其较差的变形协调性所致。同时分析了不同变形条件（温度和应变速率）对再结晶晶粒尺寸和混晶程度的影响规律,得到了动态再结晶完成后,变形温度为1 050℃~1 200℃、应变速率为0.01s-1~1s-1的变形参数对SA508-3钢铸态粗晶组织具有较好的细化晶粒作用,最高晶粒度可达6级~7级;1050℃~1200℃、0.001s-1~0.1s-1的变形参数可有效地降低SA508-3钢铸态粗晶组织的混晶程度,动态再结晶完成后组织比较均匀。