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。

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。

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。

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。

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。

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。

核压力容器SA508Gr4钢焊接热影响区微区转变及残余应力分布

采用新型熔池热源分层加载数学模型对SA508Gr4钢双面单道次焊接的温度场和应力场进行计算及试验验证,分析了焊接热影响区各微区转变过程及残余应力分布情况。结果表明,温度场模拟值与试验值基本吻合,性能不稳定的完全淬火区宽度为1560μm,占热影响区宽度的77.6%;首道焊缝两侧20 mm处出现600 MPa高横向拉伸残余应力区,第二道次高横向残余应力区出现在完全淬火区附近,而对于不完全淬火区组织形成压缩塑性变形趋势,X形坡口第二道焊接热作用可以抵消小部分首道焊的横向收缩。而两者纵向残余应力均以拉应力为主。

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。

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。

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。

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。

三代核电反应堆压力容器低合金钢焊缝性能对比分析

通过模拟国内三代核电压水堆反应堆压力容器环焊缝,分别采用国产焊接材料和进口焊接材料,在焊接工艺性能、焊缝金属化学成分、拉伸、冲击韧性、落锤和低周疲劳试验等方面进行了对比分析。结果表明,国产和进口焊接材料的焊接工艺性能和焊缝金属力学性能均相当;焊接试件不同厚度取样位置的焊缝金属-28.3℃冲击吸收能量平均值都大于90 J,有较大的设计裕量。该国产焊接材料已应用于国内某三代核电机组反应堆压力容器,为进一步推广应用提供技术支撑。