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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

三代核电SA-508 Gr3钢化学成分影响分析

论述了ASME SA-508 Gr3钢中单一化学成分对组织结构和力学性能的影响;讨论了化学成分对该钢的奥氏体形成、晶粒形成、淬火、回火、力学性能和中子辐照的综合影响,为锻件化学成分的量化控制及质量提高提供支撑和技术参考。

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。

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。

SA-508Gr.3Cl.1厚板焊接工艺及焊接接头性能研究

对核岛设备常用低合金钢材料SA-508Gr.3Cl.1锻件的焊接性进行了研究,采用焊条电弧焊和窄间隙埋弧焊的组合焊接工艺对SA-508Gr.3Cl.1厚板进行了焊接,并对焊接接头组织和性能进行了分析,最终获得了强度高、韧性好、无缺陷的优良贝氏体组织焊接接头,解决了SA-508Gr.3C1.1厚板焊接接头冷裂纹和韧性差的技术难点,为核岛主承压设备壳体的焊接提供了技术保障。

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。

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。

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。

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)。

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。

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。