C630R新型马氏体耐热转子钢的热变形行为研究

通过Gleeble-3800试验机,开展了C630R转子钢在温度1000~1200℃、应变速率0.01~1 s^(-1)条件下的热压缩试验,研究了热变形行为及不同工艺参数对其显微组织的影响,计算了C630R转子钢的本构方程,并绘制了真应变为0.8时的热加工图。结果表明,C630R转子钢的流变应力随变形温度升高和应变速率减小而降低;随着变形温度升至1200℃,或者应变速率降至0.01 s^(-1),C630R转子钢更倾向于产生动态再结晶。利用修正的流变应力曲线,计算出C630R转子钢的热变形激活能Q为530.155 kJ/mol,本构方程为·ε=5.85×1018[sinh(0.0114σ)]4.852·exp(-530155/RT),绘制了真应变为0.8时的热加工图。结合显微组织,C630R转子钢在真应变0.8时合理的热加工工艺参数为变形温度1075~1200℃,应变速率0.01~0.11 s^(-1)。

Cr3钢不同奥氏体化温度下CCT曲线的研究

利用膨胀法、金相法、硬度法对Cr3支承辊试验钢过冷奥氏体连续冷却转变曲线进行测定,以此对不同奥氏体化温度下CCT曲线进行对比研究。研究结果显示,在一定冷速范围内,随着冷速增加,Cr3支承辊试验钢显微组织经历了珠光体→贝氏体→马氏体的转变,并且在890℃奥氏体化下比860℃奥氏体化下的CCT曲线右移,为支承辊材料用钢的热处理工艺与应用提供了理论依据。

超超临界高铬转子的工程化制造

在国内外均使用ESR钢锭生产超超临界机组高铬转子的大环境下,采用VCD冶炼技术,解决了成分偏析、开裂及致密性、晶粒细化及均匀化控制、力学性能等问题,成功交付了四支高铬转子,其化学成分、无损检测及性能完全符合交货要求,实现了小批量稳定制造。

压水堆一回路主管道热老化现象研究现状

压水堆核电站一回路主管道材料最初为低合金管,经过不断发展,到如今二代核电站使用的双相不锈钢以及第三代核电站使用的316LN奥氏体不锈钢。这两个钢种都具有优异的力学性能、耐腐蚀性能以及抗辐照性能。但是长期在280~320℃下服役,双相不锈钢中的铁素体相会发生调幅分解,生成富Cr的α′相、富Fe的α相以及富Ni和Si的析出相G相;316LN在长期服役后在晶界附近位错塞积与杂质原子偏聚,并导致材料的晶间腐蚀敏感性增加。本文综述了目前两种材料的热老化性能研究现状,为二代核电站的延寿以及第三代核电站一回路主管道热老化研究方向提供参考。

大尺寸规格含铜铸钢材料的性能试验研究

对三种不同尺寸规格铸造的含铜钢大试块进行了热处理,并在试块表面、T/4和芯部位置分别取样进行力学性能检测。结果表明,该含铜铸钢试块经热处理后可满足300 mm及400mm壁厚构件的性能要求,但尺寸规格更大的450mm壁厚试块,性能检测出现了不合格结果。在一定冷速范围内,正火冷却速度对该含铜铸钢的强度提升有一定帮助。采用两次正火热处理比一次正火热处理时的综合力学性能要更好,两次正火热处理后含铜钢的晶粒更细小。

Incoloy 825合金加热过程中晶粒长大行为研究

研究了Incoloy 825合金在1223~1473 K温度范围内保温0~150 min后的晶粒长大行为,分析了加热温度和保温时间对其晶粒尺寸的影响,构建了Incoloy 825合金晶粒长大的数学模型。结果表明,当温度低于1373 K时,晶粒长大缓慢,晶粒尺寸变化不大;当温度高于1373 K时,合金晶粒尺寸明显长大。通过回归分析,构建了Incoloy 825合金两段式晶粒长大数学模型,能够较好地预测该合金在不同加热温度、不同保温时间下的晶粒尺寸。

镍基高温合金服役过程中蠕变疲劳寿命预测方法的研究进展

镍基高温合金部件在服役过程中,极易发生高温蠕变、疲劳以及蠕变疲劳交互作用的损伤,不同程度的损伤经长时间的累积,会引发严重的事故。常作为限寿件的镍基高温合金部件,其蠕变疲劳寿命预测的精准性十分重要,本文从影响镍基高温合金服役寿命的主要因素出发,系统地总结了目前应用的主流蠕变疲劳寿命预测方法,并对预估模型的建立与发展进行了展望。

9Cr3W3Co钢热变形行为研究

基于9Cr3W3Co钢的热压缩试验,获取了该钢种的真实应力应变曲线,探究了变形温度及应变速率对其流变应力及组织演变的影响规律。结果表明:试验钢在变形时的应变速率越小、变形温度越高,对应的流变应力越小,越有助于发生动态再结晶。在此基础上,通过分析峰值应力、应变速率、变形温度之间的关系,拟合出该钢种的本构方程。根据9Cr3W3Co钢的应力应变数据绘制了0.4应变下的热加工图,分析得出在较高变形温度及较低应变速率下,材料的热加工性能较好,为材料热加工工艺制定提供了试验依据。

大型铝合金板热压成形变形规律的研究

为了实现大尺寸超厚5083铝合金板热压过程的精确成形,对其热压成形、回弹、保压和冷却至室温的过程进行了热力耦合的数值模拟,分析了整个过程板材的变形及应力变化的规律,并利用缩比试验件验证了数值模拟方法的可靠性,结果表明,板材热压时,卸载后的变形规律为“扩张”,冷却过程的变形规律为“收缩”,最终的变形为回弹过程的“扩张”与冷却过程的“收缩”的综合结果。

半自磨机衬板材料组织和性能研究

本文对比研究了常用的ZG70Cr3Mo半自磨机衬板和自主研发的ZG35CrSiMnMoNb衬板的热处理工艺参数、金相组织、硬度、冲击韧性等。结果表明:ZG35CrSiMnMoNb衬板的组织和性能优于ZG70Cr3Mo。

32t钢锭凝固组织模拟研究

以32 t钢锭及辅具为对象,建立凝固过程传质、传热和凝固组织的数学模型。模拟特定冷却条件下,整个过程中的温度分布和凝固组织的形成,对比不同初始温度对凝固组织的影响,计算结果与实验结果相符,为实际生产和工艺优化提供理论依据与指导。

专项主管道重量精确控制工艺方法研究

专项主管道由奥氏体不锈钢整体弯制成形,弯制后实际内孔形状及位置存在偏差,传统主管道轻量化加工方法加工形状偏差较大锻件时精度不高,局部壁厚较厚,锻件重量不合格。通过分析锻件壁厚偏差数据及位置,采用多点控制方法构建精准的三维模型,经与轻量化加工模型的重量比较后,进行减重加工,实现锻件重量精确控制。

大锻件内部孔洞闭合研究

介绍大锻件内部孔洞形成原因,指出影响孔洞机械性闭合的因素有锻件高径比、孔洞位置、孔洞形状及应力三轴度,而影响孔洞焊合的因素有压力、温度、保温时间、剪应力及冷却方式,提出孔洞闭合的判据,为制定大锻件生产工艺提供依据。

核电主管道轻量化智能加工技术研究

针对小直径核电主管道弯曲弧段开展轻量化加工、数字化建模和智能化编程等技术研究,达到壁厚均匀、重量精准、快速出产的目的,实现主管道轻量化智能加工制造,提升使用性能,延长使用寿命。

核电主管道弯头仿形加工工艺研究

针对核电主管道弯头弯制后弯曲半径与理论值存在偏差、内孔存在椭圆度,外形加工困难等问题,提出一种流线拟合仿形加工工艺方法。该方法利用机床和超声波测厚仪进行测量,使用NX软件高阶拟合构建三维模型并编制数控程序进行数控加工,加工效率提升近一倍,大幅缩短人工打磨时间,加工核电主管道弯头壁厚均匀、外形光顺、质量稳定、生产效率高。

大型转子锻件锻造常用压实方法数值模拟对比分析

针对大型转子锻件在锻造过程中常用的几种压实方法,选用目前常用的几种心部压实指标,利用DEFORM-3D软件分别模拟了199 t钢锭单锤压下、一次镦拔和两次镦拔过程,通过对模拟结果的比较分析,对比不同拔长方法的压实效果,为实际生产时压实方法的选择和合理搭配提供依据。

大型锻件锻造新中心压实法及工艺参数研究

针对现有大锻件中心压实(Japan-Tefeno-Shikano,JTS)法工艺操作复杂且对设备吨位要求过大的缺点,提出一种新的大锻件中心压实方法——NJTS(New-Japan-Tefeno-Shikano)法,设计可用于生产的工装,在锻坯上、下、左、右四个方向同时施压。利用数值模拟与物理模拟方法,以在心部预置空洞的坯料为研究对象,对新中心压实法锻造工艺进行研究。结果表明,新中心压实法能在整个横截面上形成大的静水压力,在心部有最大的变形。对相对压下量、砧宽比和侧压角等主要工艺参数进行优选,在砧宽比为1、侧压角为10°时,NJTS法的锻造效果最好,空洞的体积变化率、周围的等效应变和应力三轴度最佳;单向压实时相对压下量为18%～20%,双向压实时相对压下量为8%～9%,都可锻合内部空洞。试验表明:物理模拟与数值模拟结果基本一致。

加厚油管管端成形工艺研究

针对加厚油管的管端成形,提出"闭式聚料、开式成形"的镦锻工艺,并应用有限元分析软件Deform-3D对73mm×5.51mm的加厚油管管端成形过程进行模拟,得到其变形规律。设计适合此工艺的模具,并在实际生产中推广使用。该工艺使生产效率提高,模具寿命加长,具有优越性。

40CrNiMoA钢同质焊条焊接接头组织和性能研究

分析了焊接电流70 A、80 A、90 A对40CrNiMoA钢焊缝接头组织和力学性能的影响。随着焊接电流的增大,焊缝外观质量较好。随着焊接电流的增大,熔池区温度升高,奥氏体晶粒尺寸增大,导致马氏体组织粗大。焊缝的显微组织为马氏体及少量残余奥氏体。焊缝的硬度远高于母材的硬度,且波动较大。热影响区的硬度从母材向沿焊缝方向逐渐升高。焊接接头纵向应力在焊缝中心为压应力,向外压应力减小。焊接颜色区边界处纵向应力为拉应力,且该点拉应力最大。焊接接头横向应力在焊缝中心为拉应力,向外逐渐增大,焊接颜色区边界处变横向拉应力达到最大。焊接电流和热输入增大,降低了材料的韧性,组织中铁素体增多及焊接残余应力是诱发脆性断裂的原因。焊接电流80 A是40CrNiMoA同质焊条平板对接焊接工艺的最佳的焊接电流。

核压力容器用厚壁带大尺寸侧接管的一体化筒体制造技术

介绍了一种核反应堆压力容器用厚壁带大尺寸侧接管的一体化筒体制造技术。借助于数值模拟方法,设计并锻造出一支带对称凸台的厚壁筒体,在凸台位置机加工出预制孔,用于侧接管的定位和成形,通过专用冲型辅具,将锻造压力传递至接管冲头,完成接管的热挤压成形,最终实现了锻件的一体化近净成形,最大限度保留了锻造流线。性能热处理后,锻件各部位最终获得优异的力学性能。