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。

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。

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。

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。

核电用SA508-3CL钢的热成形行为及加工图

采用Gleeble-1500D热模拟试验机对SA508-3CL钢在变形温度800℃~1 200℃、应变速率0.001s-1~1s-1条件下进行热压缩实验,并将获得的真应力真应变数据引入Arrhenius型本构方程,通过多元线性回归计算,得到了SA508-3CL钢的变形激活能为422.455kJ·mol-1,同时建立了该钢的流变应力本构方程。将功率耗散图与失稳图叠加,得到了SA508-3CL钢在应变量为0.3、0.5和0.7时的热加工图,对在应变量为0.7时的热加工图及金相组织分析表明,该钢的组织缺陷主要是局部流变失稳,该钢的安全加工条件为温度1100℃~1200℃,应变速率0.01s-1~0.1s-1。

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。

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。

压力容器用铬钼合金钢SA387Gr.11.CL1组织与性能

对压力容器用ASME材料SA387Gr.11.CL1铬钼合金钢进行了化学成分、力学性能、金相组织和高温拉伸性能分析,并与国内高温材料14Cr1MoR、12Cr1MoVG的力学性能参数进行了对比,结果表明SA387Gr.11.CL1适合在高温、高压下使用。

核反应堆容器用SA508Gr.3钢热处理

以生产实践和文献资料为基础,研究核反应堆容器用SA508Gr.3钢大锻件的热处理工艺,分析SA508Gr.3钢化学成分、热处理工艺、微观组织和力学性能之间的定性关系,指出核电大锻件现有热处理过程中存在的问题及解决思路。

改善SA387Gr11CL1(H)钢焊缝低温韧性的试验研究

某台SA387Gr11CL1(H)钢冷换设备的产品焊接试板在进行力学性能试验时,焊缝-18℃冲击功不合格。通过分析研究和焊接工艺试验,查明了导致焊缝韧性不合格的原因。经过多次热处理试验,确立了适合的热处理工艺,运用于该台设备壳体焊缝中,显著提高了原焊缝的韧性,取得了良好效果。

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。

SA508Gr.3钢锻件调质处理及质量控制

重点介绍核电用SA508Gr.3钢大锻件在核电设备上的应用以及ASME标准和设计规范中的要求,对选择调质处理的原因以及调质处理工艺及执行过程进行阐述,并根据ASME标准和技术专业要求,对调质处理关键环节的质量控制要点进行了说明。

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。

SA508Gr.3钢超温回火异常组织分析

SA-508 Gr.3Cl.2钢具有较高的强度和低温冲击韧性,在3代非能动压水堆核电设备上大量使用。由于核电部件材料的厚度大,SA-508 Gr.3Cl.2钢焊接完成后,需要进行较长时间的焊后热处理,以消除残余应力。本文介绍了核反应堆容器用SA508Gr.3钢大锻件模拟焊后热处理得到异常组织的问题,针对发生的焊后热处理异常组织和冲击韧性的变化,分析了冲击韧性下降的原因。

焊后热处理对SA508Gr.3钢韧性影响的研究

在三代非能动压水堆核电设备上,大量地使用了SA-508 Gr.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-508 Gr.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。本文研究了核反应堆容器用SA508Gr.3钢大锻件热处理工艺,焊后热处理保温时间下的焊缝组织和冲击韧性的变化,分析了回火过程中残余奥氏体分解对回火冲击韧性的影响。

热处理工艺对SA387Gr11CL2钢力学性能的影响

结合公司特殊产品研究了热处理工艺对SA 387G r11C L2钢力学性能的影响。实验结果表明,此种钢质在(945±15)℃淬火后,在(680±15)℃的回火温度下,可以提高钢的塑性及韧性,得到力学性能稳定的组织。在此基础上确定了适用于该钢质的热处理工艺规范。

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。