SA508M.Gr.3CL.2钢锭冶炼生产实践

SA508M.Gr.3CL.2钢主要用于生产制造核电装备的锻件钢锭,其对P、H元素和w(N)/w(Al)比值等要求严格。上海电气上重铸锻有限公司根据此钢种的成分要求,制定了冶炼生产工艺,通过采取严格控制配料、脱磷、脱硫、偏析以及真空脱气等工艺措施,成功生产了460t超大型SA508-3钢钢锭。锻件成品中w(P)≤0.004%、w(S)≤0.002%、w(H)≤0.8×10-6、w(O)<5.0×10^(-6),w(N)/w(Al)比值在0.6~0.9之间,C、Mn、Mo元素偏析控制较好,满足了此钢种的内控成分要求。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

反应堆压力容器用低合金钢焊接材料性能研究

SA-508Gr.3Cl.1低合金钢用埋弧焊焊丝焊剂主要用于三代核电反应堆压力容器等容器壳体的焊接。采用国产埋弧焊焊丝及焊剂,通过试板焊接和熔敷金属力学性能试验,研究了焊接电流和热输入对熔敷金属力学性能的影响,为国产焊材的工程应用提供了基础数据和技术支持。试验结果表明,在焊接热输入量为16364~29760 J/cm的范围内,国产埋弧焊焊丝焊剂熔敷金属在焊态和焊后热处理态的拉伸和冲击性能均满足设计要求,且有较大的裕量。

INCONEL690镍基合金带极电渣堆焊工艺研究

通过试验研究,确定了SA-508Gr.3CL.2管板采用INCONEL690镍基合金进行带极电渣堆焊的焊接工艺方案,各项试验数据均满足产品制造技术条件要求,说明INCONEL690镍基合金电渣堆焊工艺能满足第三代核电技术蒸汽发生器管板的堆焊要求。

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。

蒸汽发生器下封头力学性能的均匀性分析

通过对小型模块反应堆蒸汽发生器下封头的解剖实验,分析了不同部位试料的力学性能的均匀性。不同试料的成分分析表明,C含量在0.20%～0.21%(质量分数)范围内,S和P含量分别在0.004%(质量分数)和0.001%(质量分数)以内,其他合金元素含量仅在一个非常小的范围内波动。受到整体锻造工艺大变形和复杂应力的影响,下封头球体内外表面、管嘴和其与球体链接处的硬度有所波动,但处在217HB～232HB一个较窄的范围内。从调质态和模拟态试料的周向、径向力学性能来看,室温和高温强度均在正常范围波动,相对而言,冲击韧性波动较大,但相应的最小冲击功仍远大于最低要求。下封头锻件整体成型后可以达到力学性能均匀化的目的,证实了整体锻造工艺和后续性能热处理工艺的合理性和可行性。

50mm厚SA508Gr.3Cl.2钢超窄间隙激光填丝焊接头组织与性能

采用超窄间隙坡口和光纤激光填丝多层焊工艺,焊接了50mm厚的SA508Gr.3Cl.2核电用钢,测试并分析了接头的微观组织和性能。结果表明,焊接接头无宏观缺陷;热处理后接头中部焊缝中心组织主要为上贝氏体和针状下贝氏体,母材侧热影响区的粗晶区组织为高温回火马氏体,硬度为280HV。焊接接头拉伸试样的拉伸断裂位置均位于母材,接头抗拉性能良好。接头上、中、下部位的焊缝冲击韧性均小于母材的,但焊缝冲击试样的断口形貌仍具有一定的韧性断裂特征。

真实表面材料及其老化效应对反应堆压力容器ERVC-CHF影响的试验研究

通过反应堆压力容器外部冷却(ERVC)实现熔融物堆内滞留(IVR)技术是核电厂严重事故缓解的重要措施之一。在本文的研究中,建立了二维切片式、全尺寸的试验台架FIRM,开展严重事故条件下反应堆压力容器ERVC-临界热流密度(CHF)试验研究。试验采用去离子水作为试验工质,获得了反应堆压力容器下封头ERVC过程的CHF限值。研究了真实表面材料对CHF的影响及其影响机理,讨论了在去离子水下表面材料SA508 Gr3.Cl.1钢的老化效应。本试验研究对于认识反应堆压力容器IVR-ERVC条件下的CHF行为、提高反应堆压力容器安全性有重要意义。

反应堆压力容器用锻件不同规范取样位置的差异性

为提高核电设计、工艺、制造、质量管理等人员对ASME规范和RCC-M规范在压力容器大型锻件取样位置差异性的理解,通过分析其在反应堆压力容器锻件中不同取样位置和热处理厚度要求方面的差异,得出ASME规范是通过限制最大热处理厚度及加工余量来控制锻件热处理厚度,而RCC-M规范是通过锻件评定的方法来证明大型锻件的内部质量。不管采用哪种规范,取样位置必须具有代表性,其测定值能真正代表产品的性能,满足适用标准的要求。

大气环境中SA-508钢锻件表面氧化的试验研究

尝试模拟核电压力容器筒体外表面在电厂运行期间所形成氧化膜的粗糙度、表面形貌、物相成分、层次结构、氧化增重速率等特征参数,对压力容器筒体用材进行模拟运行环境工况的高温氧化试验,对比不同初始状态的试样表面形成的氧化膜的差异,以获得贴近实际情况的氧化产物。研究数据表明,压力容器材料属于完全抗氧化类,且高温试验前未锈蚀氧化与高温试验前锈蚀氧化的数据存在一定的差异,该研究为熔融物堆内滞留方案提供有效数据。

反应堆压力容器整体顶盖锻件锻造质量控制研究

目前针对反应堆压力容器顶盖锻件的成型工艺研究中,国内外均将整体成型作为主要的锻造工艺方案,在锻造方案中涉及针对钢锭(坯)加热、塑性成型、锻后热处理三个过程主要工艺参数的控制,以及这些参数对锻件质量的影响因素,分析如何加强锻造过程控制,实现顶盖锻件的整体锻造。