核电站安全壳闸门用SA-738Gr.B特厚钢板的试制

通过化学成分设计及采用合理的冶炼、模铸、加热、轧制、热处理工艺,成功开发出130 mm厚核电站安全壳闸门用SA-738Gr.B钢板。检测结果表明:试制钢板超声波探伤合格,钢中夹杂物含量较少,显微组织为回火贝氏体,组织均匀,各项力学性能指标不仅满足相关标准和技术要求,而且富裕量较大。

钢安全壳用SA-738 Gr.B钢板力学性能和组织分析研究

进行了钢安全壳用SA-738 Gr.B钢板力学性能和组织的分析。对SA-738 Gr.B钢板进行了拉伸试验、夏比冲击试验和落锤试验,并获得了大量力学性能数据。经过数据分析,得到了钢板调质态和模拟焊后热处理态,钢板横向和纵向,以及钢板表面、1/4板厚处和1/2板厚处的各项力学性能差异。通过光学显微镜和扫描电镜观察,获得了SA-738 Gr.B钢板的微观组织。结果表明:SA-738 Gr.B钢板具有良好的强度和韧性,可满足一定范围内的核电钢安全壳设计需要。

核电站钢制安全壳SA-738 Gr.B的焊接工艺

介绍了SA-738 Gr.B焊接工艺研究所用的工艺评定标准和焊接工艺方法以及焊接材料选择等,然后介绍了工艺试验的目的、试验难点、试样制备及方法,最后分析了SA-738 Gr.B钢的横焊位置的工艺评定试验结果。结果表明,施工单位拟定的焊接工艺参数能够焊接出符合要求的焊接接头,拟定的焊接工艺正确可行。

核电站钢制安全壳用SA-738Gr.B钢的焊接工艺评定

介绍了焊接工艺评定标准、焊接试样的制备及试验方法。通过焊条电弧立焊工艺试验验证SA-738Gr.B钢的焊接工艺是否满足标准要求。对焊接试样进行了无损检测、力学性能试验、宏微观形貌观察及化学成分分析。结果表明,采用拟定的工艺参数焊接的接头各项性能能够满足标准要求。

核电设备用SA738Gr.B复合钢板的爆炸焊接试验研究

为了开发高强核电压力容器用复合钢板,实现核电设备压力容器关键部件国产化,对核电设备用SA738Gr.B复合钢板的爆炸焊接和热处理工艺进行了研究,通过试验验证了爆炸焊接理论参数的正确性,对爆炸焊接后的核电设备用SA738Gr.B复合钢板提出了合理的正火和回火工艺,从而实现了核电设备用SA738Gr.B复合钢板各项力学指标的最优化。

核电站安全壳用SA738Gr.B钢板焊接性能研究

以核电站安全壳用42.5 mm厚SA738Gr.B钢板为试验材料,研究了熔化极气体保护焊焊接过程中的热输入以及焊后热处理对试验钢焊接接头组织和性能的影响。结果表明,随着焊接热输入量的增加,焊接接头的低温冲击功有先增大后减小的趋势;抗拉强度相差不大;而焊后热处理对焊接接头的力学性能影响较小。随着线能量的增大,针状铁素体减小且伴随着一定程度的粗化,粗大的先共析铁素体组织明显增多。焊接热输入量在1.2-2.0 k J/mm范围内焊接时,焊接接头均可获得良好的综合力学性能。焊后消除应力热处理对焊接接头的性能影响不大,当采用较大线能量进行焊接时,建议进行焊后热处理以减小残余拉应力。

SA 738 Gr.B焊接接头力学性能

通过对SA-738 Gr.B采用SMAW(手工电弧焊)和GMAW(熔化极气体保护焊)的焊接接头进行焊态和焊后热处理态力学性能、组织结构分布特征对比分析研究,发现提高焊接热输入会降低焊接接头的冲击性能。随着热处理的进行,焊缝经历了回复、再结晶等变化过程,同时,焊缝和SMAW热影响区晶粒中夹杂物元素向晶界聚集,降低晶界结合能,导致焊缝和热影响区冲击韧性降低。

核电CV厚板窄间隙摆动自动焊接工艺参数研究

CAP1400核电站CV模块钢板(SA-738 Gr.B)窄间隙自动焊具有填充量小、焊接效率高的特点。首先采用特制的窄间隙焊枪开展单一变量试验,研究窄间隙坡口内摆动速度、侧壁停留时间、焊接电流、焊接速度和焊丝尖端到侧壁距离等参数对焊缝熔深、余高和侧壁熔深的影响规律。结果表明,在窄间隙坡口内,摆动速度对焊缝熔深的影响最大;焊接电流和焊接速度对余高影响最大;焊丝尖端到侧壁距离对侧壁熔深影响最大,并确定了最优焊接参数范围。其次采用最优参数对试板进行焊接并测试其力学性能,结果表明,其拉伸性能及冲击性能均高于母材要求值。这为后续进一步进行CV窄间隙自动焊工艺工程应用研究提供了理论基础和参考。

一种新型材料在三代核电钢制安全壳上的应用

安全壳主要用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去,以保护公众免遭放射性物质的伤害。发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时,安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器,顶部呈半球形。文中主要探讨如何通过控制SA-738 Gr.B:中、低温压力容器用热处理的碳锰硅钢板在钢制安全壳制造过程中的设计、制造、安装、检验和试验等过程来保证安全壳及非能动安全壳冷却系统功能的实现。

AP1000钢制安全壳选材及应用

钢制安全壳作为AP1000与其他三代核电站的重大不同点,是与其非能动冷却设计理念密切相关的。作为非能动冷却系统中的关键物项,钢制安全壳的选材具有严格的要求,通过对比、筛选,调质状态供货的SA-738 Gr.B成为了候选材料。对其力学性能、焊前预热、焊接参数、焊后热处理及无损检测进行了探讨,并对未来应用中应着重解决的问题进行了介绍。

钢制安全壳熔化极气体保护自动焊接工艺研究

低合金高强度钢SA738Gr.B首次应用于第三代核电AP1000钢制安全壳中,采用ER90S-G专用焊丝对SA738Gr.B钢板自动焊焊接工艺进行了研究,并进行了产品模拟试验。试验结果表明,热输入在12～29 kJ/cm范围内焊接接头的冲击性能均满足安全壳的技术要求,并在该热输入范围内进行了1G,2G,3G焊接位置的自动焊焊接工艺评定,各力学性能均满足技术要求。在最优工艺前提下,通过组对间隙、错边量以及焊缝收缩量的试验找出最优自动焊焊接工艺参数并应用到产品模拟件中,各力学性能也均满足技术要求。

钢制安全壳焊后热处理工程应用与建议

根据钢制安全壳的结构尺寸、建造方式和焊后热处理要求,分析对比了适宜钢制安全壳焊后热处理的加热方式,并通过应用证明了局部焊后热处理的可行性。结合工程经验,提出了推动厚度小于60 mm的SA-738 Gr.B钢板免除焊后热处理,或采用超声波冲击处理代替焊后热处理的建议。

大型压水堆电气贯穿件套筒焊接缺陷分析及工艺改进

针对大型压水堆中电气贯穿件的T型接头焊接,采用了刚性方法控制焊接变形,用手工焊条电弧焊(SMAW)焊接时出现裂纹问题,对原因进行了分析,改进了焊接工艺,减少了焊缝缺陷,提高了超声波检测合格率。