太钢核岛设备堆内构件用不锈钢板顺利通过评审

3月25日上午，太钢举行核岛设备堆内构件用Z2CN19-10NS不锈钢板评审会。中国工程院院士叶奇蓁、欧阳予、王一德，国内著名不锈钢专家康喜范以及国内核电设计、核电设备制造、核电业主等单位的核电专家、高级工程师组成专家组参与了评审。专家组在听取了太钢核岛堆内构件用不锈钢板材的研制报告后，对相关文件及试验报告作了认真的审查，并于当日下午对太钢生产车间和堆内构件用不锈钢钢板实物进行了现场见证。     

新一代反应堆堆内构件材料

根据新一代反应堆堆内构件的环境条件,提出堆内构件选材原则,介绍了堆内材料相关发展动态以及5类材料的应用情况,然后对材料性能进行了综合分析,结果表明,镍基合金Inconel690、奥氏体不锈钢316LN、铁镍合金LF2和Incoloy 800有希望在新一代反应堆堆内构件中得到应用。     

核电用316奥氏体不锈钢钢丝扭转性能分析

针对核电用奥氏体不锈钢钢丝研制过程中存在的单向扭转性能不均匀及异常断裂问题,利用光学显微镜(OM)与扫描电镜(SEM)等手段,对该钢丝的金相组织、单向扭转断口及断口附近表面形貌进行了分析。研究发现,产生单向扭转性能不均匀与异常断裂的主要原因是钢丝表面质量较差及钢丝用钢棒焊接连接处局部过烧。通过将拉拔模具由钨钢模更换为聚晶模、润滑剂由润滑粉更换为水性油等措施,改善了钢丝表面质量;通过适当降低焊接接头处焊接时的热输入,消除了单向扭转时异常断裂的问题。改进后钢丝单向扭转圈数趋于均匀且最大扭转圈数可达169 圈,远高于技术要求值。     

奥氏体耐热不锈钢309S高温抗氧化性能研究

采用不连续称重法测得了奥氏体耐热不锈钢309S在不同温度下的高温氧化动力学曲线,结果表明309S钢高温氧化动力学曲线遵循抛物线规律.利用扫描电镜、X射线衍射和XPS的方法对氧化膜表面的形貌及化学元素沿氧化膜纵深方向的分布情况进行了研究,发现各温度下的氧化膜均均匀覆盖于基体表面;500℃下氧化膜氧化产物表层主要为Cr2O3和Fe2O3,内层主要为Cr2O3和NiO;1 000℃下氧化膜表层主要成分为Cr2O3、NiO、Fe3O4或Fe2O3,氧化膜内层基本不含NiO,主要为Cr2O3、Fe3O4或Fe2O3.