Z3CN20.09M奥氏体不锈钢热老化冲击性能试验研究

采用GB/T19748-2005钢材夏比V型缺口摆锤冲击试验仪器化试验方法,对压水堆核电厂用离心铸造Z3CN20.09M奥氏体不锈钢主管道样品进行了实验室热老化的冲击性能研究。冲击试验数据的统计分析表明,热老化对Fiu/Fm比值不产生影响,而对冲击载荷有显著影响,对冲击能量的影响则更为显著。透射电子显微分析表明,热老化导致铁素体中出现沉淀物,并引发了奥氏体中位错组态的改变。与热老化时间lg t之间也满足线性关系。

热老化对核电主管道材料拉伸性能的影响

探讨热老化对核电站主管道用铸造奥氏体不锈钢Z3CN20.09M拉伸性能的影响.通过对不同热老化时间下的试样进行了拉伸试验,结合扫描电镜(SEM)和透射电镜(TEM)观察材料的微观结构变化,并采用Ramberg-Osgood模型对其拉伸性能进行了分析.结果表明:Z3CN20.09M钢在350℃下的拉伸性能低于室温;随热老化时间延长,材料的抗拉强度不断升高,断后延伸率不断减少;拉伸断口的SEM分析显示,其破断机理为微孔聚集型韧窝断裂,随热老化时间延长,断口中心的纤维区逐渐减小,且表面也逐渐变得平坦,韧窝处的第二相粒子数量逐渐增多,韧窝也逐渐变浅变小;TEM分析显示,随热老化时间延长,奥氏体中全位错密度减少,同时在奥氏体-铁素体相界上有碳化物析出;在3%的应变量范围内,Ramberg-Os-good模型的拟合曲线与试验数据吻合良好.因此,受热老化影响,Z3CN20.09M钢易发生脆化,即强度升高,塑性降低;Ramberg-Osgood模型可预测小应变量范围内热老化对其拉伸性能的影响.

核电站设备制造中双相不锈钢的应用

奥氏体-铁素体双相不锈钢中稳定存在奥氏体相和铁素体相,该钢具有较高的机械性能和优异的耐点蚀、晶间腐蚀和应力腐蚀性能,在核电站设备制备中被广泛应用。一般双相不锈钢铸件中铁素体相的体积分数≤20%,服役温度≤425℃,双相不锈钢锻件中铁素体相约占50%,服役温度≤250℃。文中介绍了核电站设备中应用的双相不锈钢铸、锻件的化学成分、制造和焊接工艺要求及组织和性能。

核电机组用铸钢GX4CrNi13-4车削加工表面质量研究

针对百万千瓦核电机组用铸钢GX4CrNi13-4材料进行车削试验,主要从表面粗糙度和加工变质层两方面分析其加工表面质量。采用正交试验方法,选取切削速度、进给量、切削深度和切削宽度,并考量了刀具刀尖圆弧半径和后刀面磨损等因素,以表面粗糙度(Ra和Rz值)为试验目标,研究了加工表面粗糙度的变化。在最优切削参数下Rz值可达0.792μm。最后,选取加工表面加工硬化、金相组织变化和残余应力特性三项指标研究了铸钢加工表面变质层的变化规律。

大直径薄壁核电环类铸件焊接防变形技术

测量大直径、薄壁核电环类铸钢件在焊接工序的尺寸变化情况,利用因果图和"FMEA"分析方法,找出了环类铸件焊接变形的成因。从增强铸件的刚度、控制焊接部位的热输入量、合理安排焊接顺序、焊后消应力等方面,采取一系列改进措施,有效防止环类铸件焊接变形。