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。

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。

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。

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。

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。

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。

SA508-Gr.3C12锻件落锤试验不合格原因分析

对材质为SA508Gr.3Cl2锻件调质态(HTMP)及模拟焊后热处理态(HTMP+SPWHT)进行落锤试验,结果在-16℃出现开裂,不满足采购技术条件及标准要求。通过化学成分分析、力学性能试验、金相检测及落锤试验等,寻找造成该不合格项的问题所在,改进工艺,达到保证产品满足技术要求的目的。

SA508 Gr.3Cl.1钢动态再结晶行为研究

通过在热模拟试验机Gleeble-1500上对SA508 Gr.3Cl.1钢进行变形温度为950~1 200℃、应变速率为0.001~1 s;的等温压缩试验,研究了其在高温热变形时的动态再结晶行为。基于P-J法确定了临界应力和临界应变,建立了其与热变形参数Z之间的数学模型。基于改进的Avrami方程建立了SA508 Gr.3Cl.1钢的动态再结晶动力学模型。以变形温度和应变速率为变量建立了动态再结晶尺寸模型。研究结果表明:SA508 Gr.3Cl.1钢在高温低应变速率下,更容易发生动态再结晶。在动态再结晶进行充分的情况下,温度越高,应变速率越低,动态再结晶晶粒尺寸越大。动态再结晶尺寸模型计算值与试验值之间的相关系数达0.97。

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-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。

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。

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。

焊后热处理保温温度和时间对SA-508Gr.3Cl.2锻件力学性能的影响

研究了核电用锻件经不同的焊后热处理工艺参数后力学性能的变化,结果表明:焊后热处理后锻件综合性能均有所下降,保温温度对锻件屈服强度影响较大,随着温度的提高,锻件屈服强度呈下降趋势,尤其是高温屈服强度。保温时间对锻件NDTT影响较大,随着保温时间的延长,锻件NDTT降低。模拟焊后热处理温度和时间对锻件冲击韧性影响规律不明显。

SA508-3材料氮合金化工艺优化研究

文章针对SA508M.Gr.3CL.2材料采用氮化锰合金充氮工艺氮收得率低的情况,对氮气氮合金化工艺进行优化与实践验证。结果表明,该材料的氮合金化速率主要与钢水温度、氮气流量、充氮压力有关,控制好关键参数能使充氮速率保持相对稳定,满足实际生产的需求。

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。

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。

ASME SA508 Gr.3 Cl.2管板锻件焊接裂纹分析及预防措施

材料为ASME SA508 Gr.3 Cl.2的锻件表面堆焊镍基合金后容易产生裂纹,基本原因是焊前预热规范、后热时机以及锻件本身有残余应力且氢含量偏高。为了使管板锻件焊后满足质量要求,应考虑锻件本身残余应力及氢含量偏高等因素的基础上。通过理论分析和改进工艺等方式制定并实施合理的焊接技术。分析了管板锻件堆焊后产生缺陷的情况,通过3个原因分析提出有效预防此类缺陷产生的工艺措施。

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。

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。

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。