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。     

华龙一号核电波动管电渣锭冶炼技术研究

采用VOD法能精确控制华龙一号(HPR1000)核电波动管用材料(X2CrNiMo 18-12(CN))中的氮含量,在敞口电渣炉中生产控氮奥氏体不锈钢电渣锭,氮的波动量可以实现控制。采用电渣生产的钢锭,其锻造性能优越,锻造质量良好。     

316LN不锈钢锻造开裂锻件组织与断口分析

针对核电主管道用钢316IN在锻造过程中开裂的现象,借助于金相显微镜(OA)、扫描电镜(SEM)以及能谱仪(EDS)对开裂锻件常温组织以及拉伸断口进行分析.结果表明:脆性氧化铝的大量存在加大了316LN在锻造过程中开裂的倾向.     

华龙一号主管道电渣锭成分偏析控制

华龙一号核电主管道采用X2CrNiMo 18.12(控氮)超低碳奥氏体不锈钢制造,该钢种碳含量低,铬、镍含量高且范围窄,尤其是N含量控制难度大,对质量要求苛刻;同时主管道锭型达到百吨级,易产生成分偏析,通过对大型主管道电渣锭成分偏析的分析与研究,阐述了大型单相电渣锭成分均匀性的控制方法,并取得了良好的效果。     

316LN钢高温流变行为研究

利用Gleeble-3800热模拟试验机对核电主管道锻造专用钢316LN钢进行等温热压缩实验,研究了应变速率为0. 001、0. 01、0. 1和1 s-1,变形温度为900、1000、1100、1200和1240℃,压缩变形量为60%条件下的316LN钢的高温流变行为。实验结果表明,高温流变应力在一定变形条件下,呈现出典型的单峰型动态再结晶的应力-应变曲线特征,随着变形温度的升高和应变速率的降低而降低。采用Arrhenius双曲正弦关系描述316LN钢的高温流变行为,确定其热变形激活能Q=411. 46 k J·mol-1,建立316LN钢的流变应力本构方程,其结果可为核电主管道锻造工艺的数值模拟和工艺参数的确定提供参考。     

大型核电主管道制造技术的发展

美国西屋公司AP1000技术是我国引进的第三代核电技术,由于其设计寿命提高到60年,其主管道制造采用整体锻造技术.接管嘴要求与主管一体锻造而成,而且整根管道(包括弯管部分)不允许有环焊缝,属于典型的形状复杂的异形件锻造,制造难度大.本文阐述了主管道材料和成形制造技术的发展情况,根据AP1000核电主管道整体锻造的要求,...     

大型厚壁弯管弯曲半径的特点及测量方法

介绍了第三代核电锻造主管道弯曲成形采用的冷模压弯管工艺、热模压弯管工艺和中频弯管工艺,对三种工艺方法的优缺点和对应的弯曲半径特点进行了分析,对目前核电主管道弯曲半径采用的测量方法进行了介绍和评价,为第三代核电锻造主管道的设计、检测和使用提供参考。     

第三代核电CAP1000主管道和波动管挤压制坯新工艺

分析了第三代核电CAP1000主管道和波动管实心锻造制坯主要技术难点和挤压制坯新工艺的特点,介绍了CAP1000主管道、波动管挤压制坯研制情况和检验结果。对比分析了实心锻造制坯和挤压成形制坯的优缺点,为第三代核电锻造主管道和波动管新工艺的开发提供参考。     

316LN不锈钢大型锻件镦粗过程中侧表面裂纹的预测

AP1000核电站主管道用316LN超低碳控氮奥氏体不锈钢锻造温度区间窄、变形抗力大,锻造过程中容易开裂,尤其发生在侧表面鼓肚部位。研究了316LN不锈钢大型钢锭的镦粗工艺,利用Deform-3D软件获得了锻件侧表面的最大损伤值,并将其与相应条件下的临界损伤值做了对比。结果表明,始锻温度为900℃时不会发生开裂,温度越高,可选择的工艺参数范围越小。当应变速率约为0.02 s-1时,锻件侧表面更易发生开裂。     

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。     

第三代核电主管道的制造技术

介绍了国内外核电主管道制造技术的发展;指出目前国内制造第三代核电主管道的方法是采用实心电渣重熔坯锻造,再通过机加工掏空方式成型主管道的内孔;针对主管道制造传统工艺存在材料利用率低、生产周期长以及质量不稳定等特点,探讨了工艺改进的方向。分析认为:以离心铸造空心锭或电渣重熔空心锭为坯料的空心锻造工艺将最终替代目前的实心锻造工艺。     

AP1000主管道冷段弯管回弹量的理论计算

为满足AP1000主管道冷段弯管所要求的尺寸精度,根据316LN超低碳控氮奥氏体不锈钢的材料特性,结合AP1000主管道冷段弯管的尺寸参数,通过塑性弯曲理论计算确定冷段弯管纯弯曲时的弯曲力矩、回弹角和半径回弹补偿量,为AP1000主管道冷段弯管成型模具设计提供参考。     

核电主管道锻件心部裂纹缺陷性质分析

核电主管道锻造毛坯在中心棒套料加工过程中发现中心棒的一段出现裂纹,并伴有大量碎块。对中心棒及碎块金属进行化学成分分析、低倍、高倍检验和能谱分析,并采用Jmatpro对316LN钢平衡析出相进行了计算。结果表明,裂纹区域存在的大量条状和粒状α-Cr析出相导致局部塑性降低,变形不协调,在锻造过程中形成了裂纹。     

CAP1400主管道用112t电渣锭研制

利用自主研发的大型电渣技术,生产出CAP1400主管道用超低碳控氮不锈钢SA376 TP316LN 112 t电渣锭。电渣重熔的关键则是有效保证超低碳氮含量、高纯净度和高均匀性。     

不同流速下AP1000主管道淬火过程温度场的有限元模拟

利用ANSYS有限元软件建立了AP1000核电主管道三维有限元网格模型,根据反传热法计算了0.3、0.5、0.7和1.0 m/s四种不同水流速下316LN不锈钢的表面换热系数,对其淬火过程的温度场进行了模拟,初步探讨了西屋公司提出的180 s冷却至427 ℃以下的可能性。结果表明:水流流速由0.3 m/s提高到1.0 m/s时,316LN不锈钢的表面换热系数仅由3013 W/(m²·℃)增加至3560 W/(m²·℃)。不同流速下,主管道表面和心部温度均随淬火时间的延长而降低。1.0 m/s流速下,主管道内、外表面温度下降非常快,淬火180 s时温度已降至200 ℃以下,600 s时已冷却至室温。而主管道管壁中心(壁厚为83 mm)及接管嘴凸台中心部位温度下降较慢,淬火180 s时温度分别在580 ℃和860 ℃左右,未能满足西屋公司提出的180 s冷却至427 ℃以下的要求,淬火530 s左右主管道各部位才能都冷到427 ℃以下。     

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。     

316LN钢奥氏体晶粒长大模型

通过改变加热温度和保温时间研究核电主管道用钢316LN奥氏体晶粒的长大规律。结果表明,随着加热温度的升高和保温时间的延长,实验钢奥氏体晶粒尺寸逐渐增大,且加热温度为1 200℃保温2h时出现混晶现象。奥氏体平均晶粒尺寸变化曲线表明,与保温时间相比,加热温度对晶粒尺寸的影响更大。对实验数据进行非线性回归,建立了描述316LN钢奥氏体晶粒长大规律的数学模型;通过对比实验值与计算值验证了模型的精度和可靠性。研究结果对确定316LN钢始锻温度和制订加热规范具有指导意义。     

第三代AP1000核电主管道的研制

根据AP1000主管道热段的结构特点、技术难点和316LN超低碳奥氏体不锈钢的材料特性,中国二重在超大型不锈钢钢锭冶炼和浇注、大型不锈钢毛坯锻造、大直径小弯曲半径管道弯曲成型、不锈钢大直径旁通管嘴相贯线机加工和大直径不锈钢管道热处理等领域开展了重点攻关,在国际上率先研制成功AP1000主管道热段试制件,其技术指标达到国...     

锻造工艺参数对316LN不锈钢动态再结晶的影响

用Simufact软件模拟了316LN不锈钢在变形温度1000~1200℃、应变速率0.01~0.05 s~(-1)和不同型砧条件下的镦粗过程。从晶粒大小分布分析了不同锻造工艺参数对316LN不锈钢动态再结晶的影响,通过热变形方程和晶粒度分布图验证了锻造工艺参数对动态再结晶峰值应力的影响。结果表明316LN不锈钢动态再结晶程度与应变量、变形温度和应变速率有关。     

锻造和热处理对316LN不锈钢在高温碱性溶液中应力腐蚀行为的影响

利用电子背散射衍射(EBSD)和显微硬度(HV)测量技术,表征了原始态、锻造固溶处理态和锻造去应力处理态316LN不锈钢(316LNSS)的显微组织和残余应变.利用U型弯曲应力腐蚀评价方法,研究了3种材料在325℃,3.5%Na OH溶液中的应力腐蚀开裂(SCC)行为的差异.结果表明,原始态316LNSS的SCC数量最多,裂纹扩展速率最大,而锻造固溶处理态316LNSS的SCC敏感性最低;原始态和锻造固溶处理态的316LNSS在高温碱性溶液中发生明显的沿晶应力腐蚀开裂(IGSCC),而锻造去应力态的316LNSS发生混合型SCC;去应力处理不能有效消除锻造过程中可能产生的条带组织,不利于316LNSS整体抗SCC性能的提高.