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。     

核电站冷却剂主管道奥氏体-铁素体双相不锈钢铸件铁素体含量检测方法研究与实践

核电站冷却剂主管道奥氏体-铁素体双相不锈钢铸件中铁素体含量对主管道的使用性能具有重要影响,因此,铁素体含量的检测具有重要意义.本文以主管道90°弯管铸件为例,介绍了铁素体含量检测的各种试验方法,阐明了各种方法的检测原理、检测时机和具体步骤,简要分析了不同检测方法所检测结果的差异和原因,指出了各种方法的适用范围.     

第三代压水堆核电站核岛一回路主管道的选材

根据压水堆核电站核岛一回路主管道的服役环境,结合影响主管道服役质量的因素和第三代核电主管道对材料工艺性能的要求,分析了超低碳控氮奥氏体不锈钢(316LN和X2Cr Ni Mo18.12)作为第三代压水堆核电站主管道用材的优缺点,为第三代压水堆核电站核岛一回路主管道的设计、制造、安装、在役检查和寿命评估提供参考。     

一种压水堆核电站主管道窄间隙自动焊焊缝的超声检测方法

核电站主管道是连接核岛主设备的大管径、大厚壁承压管道,主管道母材由奥氏体-铁素体不锈钢材料铸造而成,其内部晶粒粗大并具有各向异性,因此在主管道焊缝上实施超声检测难度很大。介绍了一种采用多角度双晶聚焦探头、多通道超声检测分析系统、与主管道同材质的试块及分层扫查方法以适用厚壁铸造不锈钢焊缝的超声检测方法。该方法提高了对未熔合缺陷的检出率和定位精度,与射线检测方法形成良好互补,确保了焊接质量。     

双相不锈钢热老化现象的研究进展

双相不锈钢兼具优异的力学性能、耐腐蚀性以及抗辐照能力,是核电站一回路主管道的关键结构材料。然而,在服役环境下长期工作,双相不锈钢中铁素体会发生调幅分解,生成富Fe的α相和富Cr的α′相,即产生热老化脆化现象,从而恶化合金的力学性能。本文综述了双相不锈钢的热老化机制,探索不同因素对合金相分解的影响,进而分析其微观组织及动力学演化规律。此外,利用计算机模拟平台对合金的相分解过程进行预测,可以缩短材料的研发周期和降低成本,对迫切解决双相不锈钢的热老化问题具有重要帮助。     

一种新型核电站建设材料——双相不锈钢

双相不锈钢兼顾了经济性和可靠性,适合广泛应用于核电站建设.与传统不锈钢相比,双相不锈钢在耐蚀性,焊接性能和力学性能等方面均有优势.双相不锈钢的应用可降低核电站建设的材料成本,提高核电站工程的经济性,并且可依靠其优越的性能来提高核建工程的可靠性.     

核电站一回路主承压设备的工作条件及其焊接的质量控制

介绍了核电站一回路主承压设备的工作条件、设计理念和工况对用于制造一回路主承压设备的材料的性能要求,如常温和高温力学性能、耐蚀性能、吸收界面和感生放射性、辐射条件下的性能稳定性和力学加工性能,并从事前控制、事中控制和事后控制三个方面阐述了一回路主承压设备在制造过程中的焊接质量保证与控制措施.     

核电站一回路主管道凸台整体锻造工艺数值模拟

压水堆核电站一回路主管道整体锻造技术越来越受到重视,特别是最复杂的凸台。通过Deform-3D软件对锻造过程进行了数值模拟,分析了锻造成形过程中坯料的等效应力、应变。结果表明:在凸台和主管道连接处的等效应变最大,易形成开裂。     

30万千瓦压水堆核电站设备与材料的腐蚀与防护

本文介绍我国自建第一座核电站中的腐蚀研究工作,试验表明所选择的堆结构材料的耐蚀性能是符合设计要求的,可用于工程建设中。一回路系统的 Zr-4包壳材料、GH-169定位格架和弹簧材料及钎焊料,压力壳堆焊不锈层和镍基密封面材料、控制棒组件材料和驱动机构材料等的静、动水腐蚀率都小于10mdm。在一回路含硼水中,经2000～5000小时试验未发生应力、小孔、电偶、缝隙腐蚀。根据腐蚀产物释放速率制定了一、二回路的水质标准。二回路系统通过试验和调查,选用 In-800作为蒸汽发生器传热管、工业纯钛作为主冷凝器和热交换器传热管和管板材料。分析了辅助系统中不锈钢及碳钢的腐蚀原因。选择了合适的缓蚀方法和耐γ辐照的油漆涂料。并最后对今后开展的研究项目提出了具体意见。     

国产316LN不锈钢的室温低周疲劳行为研究

测试了国产第三代核电站一回路主管道材料-316LN不锈钢的室温低周疲劳性能,讨论了微观机理并建立了Manson-Coffin疲劳寿命模型。结果表明,随着应变幅的增大,滞回曲线宽度及峰值应力随之增大,疲劳过程中先后发生了循环硬化、快速循环软化、慢速软化和失稳四个变形阶段;应变幅由0.2%逐渐增加至1.2%的过程中,疲劳周次从105逐渐降低至102;疲劳断口由裂纹源区、扩展区和最终断裂区组成,疲劳裂纹主要萌生于表面,裂纹区具有典型的疲劳辉纹形貌,最终断裂区具有韧窝形貌。     

σ相在核电一回路主管道不锈钢中的脆化机理

研究了σ相对核电一回路主管道Z3CN20.09M不锈钢冲击韧性的影响,利用原位拉伸、显微硬度、断口形貌等手段分析了σ相的脆化机理.结果表明,σ相显著降低一回路主管道不锈钢的冲击韧性,时效处理Z3CN20.09M不锈钢中以σ相为主的由铁素体共析分解生成的(σ+γ2)结构的硬度远高于奥氏体基体,两者变形协调性差,(σ +γ2)结构阻碍位错滑移,提高材料强度,同时降低塑性;(σ+γ2)结构内部存在大量高能量σ/γ2和a/σ/γ2非共格界面,变形时应力在此处集中,成为潜在裂纹源,易萌生裂纹.高应变速率下,裂纹迅速在其内部产生、扩展是材料韧性降低、变脆的本质原因.     

VVER-1000主管道焊接工艺性分析

VVER-1000主管道(核电站主冷却剂回路管道连接反应堆压力容器、蒸发器、主泵,构成一回路压力边界)材料是大壁厚双金属复合管道,其焊接工艺十分复杂,焊接收缩也很难控制。本文从焊接材料的选择,焊接工艺参数的制定等方面出发,科学的分析、制定有效合理的焊接工艺,以保证其焊接质量。     

核电站一回路冷却剂主泵铸造不锈钢泵壳不规则壁厚的测量

主要介绍了核电站一回路冷却剂主泵铸造不锈钢泵壳不规则壁厚的测量方法,分为粗加工前的余量确认测量和精加工完成后的精确测量两个阶段。详细介绍了样板测量、激光跟踪仪测量的具体工艺。     

奥氏体不锈钢焊接接头晶间腐蚀断裂分析

核电站管道大多采用奥氏体铁素体不锈钢制成,以主管道为例,多数采用焊接方式进行连接。在现场应用之前,需要进行工艺评定的焊接和检验,以验证焊接接头是否满足高温、高压、高腐蚀的性能要求。晶间腐蚀按照标准RCCM+RCCM2000补遗中MC1312.3中B法处理后,在弯曲过程出现裂纹,对比试样也出现裂纹,难以判定是否是晶间腐蚀造成的裂纹缺陷。利用金相方法观察出现裂纹的试样,结合力学性能试验和化学成分进行分析得出,弯曲受检面产生的裂纹不是由晶间腐蚀造成的。     

ZGOCr13Ni4Mo不锈钢在高温高压水中的应力腐蚀性能研究

本文采用恒应变速率法,研究了核电站一回路水质对ZG0Crl3Ni4Mo不锈钢应力腐蚀开裂性能的影响。试验结果表明,该不锈钢在上述介质中具有一定的应力腐蚀敏感性,但不严重;在慢应变速率拉伸条件下,该钢的应力腐蚀敏感系数为93.9％。     

核电主管道奥氏体不锈钢焊缝的相控阵超声检测

核电主管道采用离心铸造奥氏体不锈钢制造和焊接,其焊接质量直接关系到核反应堆的安全。目前核电主管道常采用窄间隙焊接技术,易产生侧壁未熔合缺陷,采用传统检测方法难以检出此类缺陷。采取理论分析、数值模拟以及超声相控阵检测、射线检测等多种手段相结合的方式,制定了核工程奥氏体不锈钢焊缝相控阵超声检测工艺,实现了相控阵超声检测方法在核电站主管道焊缝检测中的应用。     

AP1000核电站主管道焊接变形与残余应力研究

与"二代加"核电站相比,AP1000核电站主管道首次采用TP316LN控氮奥氏体不锈钢的整体锻造技术。本文通过主管道试件焊接变形与残余应力测试,为主管道安装设计提供技术支持。试验表明,主管道在焊接过程中焊接变形主要集中于焊接的初始阶段,焊接1/4厚度时,变形量为4 mm左右,焊接完成后,焊缝收缩量高达6 mm。盲孔法测试结果表明,主管道焊接残余应力主要集中于热影响区,轴向应力略高于环向应力,高达245 MPa。     

核电用铸造奥氏体不锈钢加速热老化试验方案设计

核电厂主管道用国产铸造奥氏体不锈钢在长期服役时面临着热老化问题。分析了材料激活能经验计算公式的适用性问题,设计了材料加速热老化饱和状态识别流程方案。结果表明,该试验方案适用于国产铸造奥氏体不锈钢的热老化性能试验。     

双相不锈钢带极电渣堆焊材料的研制

研制出了2209型双相不锈钢带极堆焊焊带及配套焊剂,采用该套材料进行了带极堆焊试验,结果表明堆焊后熔敷金属化学成分、力学性能、耐腐蚀性能优良.堆焊金属的铁素体含量在30%～60%,达到了国外同类焊接材料的实物水平.     

压水堆核电站加锌水化学技术的研究进展

压水堆(PWR)核电站一回路采用的加锌水化学(ZWC)技术是抑制一回路结构材料腐蚀失效最有效的方法之一。综合分析了ZWC技术在国外PWR核电站的应用概况,加锌对结构材料均匀腐蚀、氧化膜及应力腐蚀等的影响,以及目前研究存在的问题。