高压储氢容器用高强度可焊接钢板Q690DR的研发

以ASME SA517 Gr.F为对标材料,设计高压储氢压力容器用可焊接高强度钢板Q690DR。通过优化化学成分、热处理工艺精准调控,可获得屈服强度不小于690 MPa,抗拉强度800~900 MPa,冲击性能良好的高强度可焊接Q690DR钢板。经系列抗氢性能评价试验,Q690DR具有良好的抗氢脆性能,较低的氢脆敏感性。对比10 MPa氢气与同压力的氮气环境下的慢拉伸试验结果,Q690DR的相对延伸率约为96.4%,相对断面收缩率约为97.0%,具有较低的氢脆敏感性。10 MPa氢气环境下Q690DR测得的断裂韧度K_(IH)约为305 MPa·m^(0.5)。整体看,工业试制的Q690DR钢板各项指标性能优良稳定,符合相关标准及用户技术条件,可以用于实际工程项目高压储氢容器的建造。

核电站压力容器用SA508-3钢厚截面锻件热处理冷却速度

研究了不同截面厚度的ＳＡ５０８－３钢热处理冷却速度与力学性能的关系。实验结果表明，当平均冷速≤１８℃／ｍｉｎ时，钢的强度和韧性较低，达不到标准要求。当冷却速度为５８～１６８℃／ｍｉｎ时，其淬火组织为下贝氏体，经６５０℃回火后组织变成回火贝氏体和均匀分布的合金碳化物，使ＳＡ５０８－３钢具有良好的强度和低温韧性。

常用压力容器钢断裂行为研究

利用三点弯曲试验,测试了16MnR、20R和Q235B三种常用压力容器钢的断裂行为和断裂韧度,并用扫描电镜观察了试样的断口形貌。结果表明：三种材料常温下均呈现韧性断裂,所有试样断口均存在裂纹分层现象,其中以16MnR裂纹扩展区分层现象最不明显,而Q235B裂纹扩展区分层现象最明显；当裂纹扩展方向与分层方向不一致时,分层现象的存在阻止了裂纹的扩展,从而提高材料的强度与韧度。

基于风险的反应堆压力容器压力-温度限值曲线适用性分析

ASME规范和美国联邦法规规定了反应堆压力容器在正常启、停堆过程中的压力和温度限值。采用反应堆压力容器失效概率分析软件FAVOR,对RPV在基于风险的极限降温工况下的容器失效概率(CPF)进行了评价。结果表明,容器在极限降温工况下的失效概率与降温速率、堆焊层厚度和参考温度ART值相关。容器内表面贯穿堆焊层浅裂纹的存在可能导致容器失效概率超出ASMEⅪ卷附录G-2216制定时所基于的允许值(失效概率1×10^(-6)/a)。国内反应堆压力容器材料在使用基于风险的压力-温度限值曲线时,系统降温速率应限制在53℃/h范围内。通过更接近实际降温情况的分析过程可以看出,国内反应堆压力容器在寿期内具有足够裕量来保证其结构完整性。

低铜压力容器钢辐照脆化效应实验研究

研究了快中子注量率、注量和辐照温度等辐照参数对低铜压力容器钢的辐照脆化程度的影响，从而将实验堆辐照试验数据与动力堆监督试验数据关联。采用了仪表化冲击试验设备和双曲正切函数回归计算的数据处理方法，因而确保了实验结果的准确性。应用半经验公式将仪表化冲击试验数据转化为动态断裂韧性。为压力容器使用寿命评估和新建核电站压力容器设计提供了材料辐照脆化数据。

核电站压力容器用锰铬钼镍低碳合金钢大截面锻件断裂韧性研究

研究了含锰、铬、钼、镍压力容器用钢的化学成分和热处理条件对断裂韧性（ＫＩＣ）的影响。实验结果表明：对大截面锻件来说，适当增高合金中镍含量的同时，必须改变冷却速度，获得细小板条下贝氏体组织，回火后贝氏体铁素体板条中均匀分布着细小弥散的碳化物，可使ＦＡＴＴ明显移向低温，增加上平台能量，提高断裂韧性。

压力容器用钢和舰船钢平面应变止裂韧度K_(Ia)的行为表征

针对几种常用的压力容器用钢和舰船钢介绍了平面应变止裂韧度试验的全过程,得到了几种材料不同温度下的平面应变止裂韧度值。同时观察了止裂韧度试验的特征断口,并对试验结果进行了分析讨论。

压力容器用钢辐照脆化评估方法比较

虽然经过了30多年的努力,在脆性转变温度区域预测压力容器用钢的断裂韧性仍然存在较大的不确定性。通过比较现有的评价材料断裂韧性的方法,对近些年发展起来的特征曲线法的理论基础提出质疑,指出传统的参照脆性转变温度的断裂韧性曲线法是建立在较坚实的物理基础之上,虽然常被认为过于保守,却是可靠的。通过对单相组织和多相组织断裂韧性试验结果的分析,强调在理论和实践上解决解理断裂韧性不确定性的出路在于对解理断裂物理过程的认识和评价方法的改进。

冷却速率对一种建筑用双相不锈钢组织和性能的影响

为了分析一种新型建筑材料00Cr25Ni5Mo3N双相不锈钢在淬火过程中的开裂原因,通过改变冷却方式研究了冷却速率对双相不锈钢组织和强韧性的影响,并通过数值模拟技术研究了冷却速率对双相不锈钢淬火应力的影响.结果表明,冷却速率对双相不锈钢强度的影响不大,而随着冷却速率的降低,其塑性和韧性呈现出明显降低趋势,而塑性和韧性的降低是σ相的析出所导致的.降低冷却速率和提高终冷温度能够有效降低淬火应力,进而降低材料的开裂倾向.

核电用铁素体钢断裂韧度表征方法的研究进展

在役核电厂的延寿对减少碳排放和推动能源转型起到重要作用,反应堆压力容器(RPV)材料的断裂韧度是电站寿命管理所需的必要参数。现役轻水堆RPV材料通常由铁素体钢制成,这类钢材的断裂韧度存在固有的韧脆转变特性、高度分散性以及温度相关性。另外,测试试样几何尺寸差异引起的断裂韧度尺寸效应和强中子辐照导致的韧脆转变温度偏移等因素的影响,使得准确表征铁素体钢的断裂韧度非常困难。为此,学者们提出了多种描述铁素体钢断裂韧度的方法。其中,基于概率统计的断裂韧度表征方法能便捷、合理地描述铁素体钢断裂韧度固有特性,具有广阔的工程领域应用前景。典型代表——主曲线法——因测试试件需求量少且允许采用小尺寸试样获取材料的断裂韧度而备受青睐。为解决小试样测试断裂韧度时的尺寸效应,学术界开展了大量的断裂韧度表征参数T0与拘束度的关联工作。此外,为表征中子辐照对铁素体钢断裂韧度的影响,除定期通过辐照监督试样测试断裂韧度以外,还建立了基于物理机制的辐照脆化预测模型。本文在简述核电用铁素体钢发展历程的基础上,分别对当前的断裂韧度表征方法、断裂韧度尺寸效应的关联方法和辐照后断裂韧度的评价方法进行了综述,总结了铁素体钢在断裂韧度表征上存在的问题并对未来研究方向进行了展望。

两种超高强度钢控制冷速后相变产物及性能的对比分析

研究了两种新型超高强度钢30Cr3SiNiMoWNb和30Cr Ni5Si2MoNb奥氏体化后以30～3.5℃/min速度冷却的相变产物,及其对随后回火材料强韧性的影响。结果表明,30Cr3Si Ni MoWNb钢奥氏体化后以30和15℃/min冷却得到马氏体组织;以7℃/min冷却,过冷奥氏体的相变产物为马氏体和25%～30%的下贝氏体;以3.5℃/min冷却,过冷奥氏体的相变产物为珠光体、贝氏体和马氏体。30Cr Ni5Si2MoNb钢降低冷却速度后回火强度上升,韧性下降不大,在3.5℃/min冷速时强度达到最高值。与30Cr3SiNiMoWNb钢相比,30Cr Ni5Si2MoNb钢因其合金元素含量高,马氏体形成能力强,更难形成贝氏体和珠光体组织。

压水堆核电站反应堆压力容器钢断裂韧性研究进展

反应堆压力容器(RPV)是压水堆核电站最为关键的设备之一,其恶劣的服役环境对RPV钢的材料性能提出了苛刻的要求。综述了RPV钢的低温脆化现象,详细介绍了RPV钢的无延性转变温度、修正无延性转变温度、线弹性断裂韧性要求、ASME曲线法及Master曲线法,最后展望了RPV结构完整性分析评价方法的发展方向。

化工压力容器用钢应力腐蚀行为研究

采用慢应变速率应力腐蚀方法,研究了化工压力容器用钢在不同温度和不同浓度NaOH碱性溶液中的应力腐蚀行为,并对断口形貌进行了观察。结果表明,在腐蚀介质浓度和应变速率相同的前提下,溶液温度的升高会使得压力容器用钢的断后伸长率和抗拉强度逐渐降低,同时会使压力容器用钢的应力腐蚀断裂时间逐渐缩短。在腐蚀溶液温度和应变速率相同的前提下,腐蚀介质浓度的提高会使试样的断后伸长率降低,同时应力腐蚀断裂时间逐渐缩短。在高温NaOH碱性溶液中化工压力容器用钢发生了沿晶和穿晶开裂,断口中还可见明显的腐蚀产物。

淬火冷却速度和回火参数对核压力容器SA508-3钢强韧性的影响

利用自行研制的模拟热处理炉研究了淬火冷却速度和回火参数对核压力容器用SA508-3钢强韧性的影响。结果表明SA508-3钢对淬火冷速敏感,随着冷速增加强,韧性显著提高。回火参数对SA508-3钢的强韧性也有明显影响,随着回火参数的增加,强度下降,冲击性能呈峰值曲线变化。综合分析认为,采取加速冷却,回火参数控制在19.08~19.50范围内,SA508-3钢可获得高的强韧性。

中间相变产物对超高强度钢强韧性的影响

研究了30Cr3Si2NiMoWNb超高强度钢奥氏体化后在30.0~3.5℃/min之间冷却的相变产物,及对随后低温回火后强韧性的影响。研究结果表明降低冷却速度即使形成贝氏体组织,但钢的强度高于常规油冷淬火,而韧性和塑性则有一定程度的下降;马氏体相变之前形成25%~30%的下贝氏体使低温回火后的强度进一步提高,但不影响断裂韧性;然而,相变组织中出现珠光体和上贝氏体则急剧恶化低温回火后的强度和韧性。

表面裂纹弹塑性起裂的V准则

本文提出了一个新的断裂准则——裂纹咀张开位移率准则及新的材料断裂韧性参量V(?),并用实验验证了该准则的有效性。该准则特别适用于表面裂纹弹塑性起裂载荷的确定。V(?)可以用单试件法测定,并给出了 V_(1c)与 K_(1(?)),σ_c,J(?)的相互换算关系式。