Q460C钢板拉伸试样断口分层原因分析

针对Q460C钢板在拉伸试验中出现断口分层的现象,对拉伸试样断口的形貌、非金属夹杂物及显微组织进行了分析。结果表明,板厚心部区域存在硫化物和氮化钛夹杂,同时存在马氏体+贝氏体+铁素体的组织偏析,是导致断口分层的主要原因。通过调整钢中成品S含量、降低钢水过热度和改变电磁搅拌参数等,将铸坯的偏析等级从B1. 5级降至B0. 5级,对应的钢板拉伸试样层状断口消失。     

正火温度对A573Gr.70容器钢带状组织和力学性能影响

研究了系列正火热处理工艺对A573Gr.70钢带状组织和力学性能的影响,分析了带状组织形成原因,提出了A573Gr.70钢的最佳热处理工艺制度。试验结果表明,随着正火温度的升高,带状组织等级逐渐降低,力学性能得到改善。当正火温度达到940°C时,带状组织基本消除,钢板的强韧性匹配达到最佳状态。     

核电用钢的开发与展望

阐述了我国核电发展的现状及特点,重点介绍了鞍钢在核电用钢开发方面现有装备情况及取得的业绩,同时对我国钢铁企业未来核电用钢的研发方向进行了展望。     

12MnNiVR钢板拉伸试样分层开裂原因分析

利用金相显微镜、扫描电镜、能谱分析等手段,研究12Mn Ni VR钢轧后拉伸试样中的夹杂物和显微组织,分析拉伸试样产生分层现象的原因。结果表明,在连铸坯凝固过程中12Mn Ni VR钢钢坯中心出现以合金元素C、Mn为主的偏析,使轧后钢板中存在大量的长条状Mn S夹杂物和条带状回火索式体组织。组织的不均匀致使试样在拉伸过程中产生局部应力集中,进而出现开裂分层现象,导致力学性能下降。     

25SiMn2钢部分170mm连铸板坯吊运断裂原因分析和改进措施

分析了在吊运过程部分25SiMn2钢重22 t170 mm×1 650 mm×10 000 mm连铸板坯断裂的原因。结果表明,浇铸时中间包钢水过热度高(30~36℃),引起铸坯厚度1/4位置柱状晶发达,钢液凝固时流动性不好,补缩不足,出现大量显微缩孔,并在反复吊运后在自身重力作用下,显微缩孔处应力集中开裂而造成铸坯断裂。通过降低中间包钢水过热度(10~30℃)、减少吊运次数可有效避免铸坯断裂。     

核反应堆安全壳用SA-738Gr.B钢板调质工艺研究

为了确定AP1000技术反应堆安全壳用40 mm厚度规格SA-738Gr.B钢板热处理工艺,研究了不同淬火保温时间和回火保温时间对钢板组织和力学性能的影响。试验结果表明,延长淬火保温时间至180 min,钢板可以得到更均匀化的显微组织,并得到更高的强度;在相同的淬火保温时间下,延长回火保温时间至185 min,对钢板的力学性能影响不大。     

SG支撑用20NCD14-7钢最佳调质工艺研究

为了研究核电蒸汽发生器(SG)支撑用20NCD14-7钢不同的调质工艺对钢板力学性能的影响,对20NCD14-7钢的调质工艺进行了正交试验设计,采用4因素3水平的9组试验方案进行了不同组合方式的调质工艺试验。通过计算及分析,明确了影响20NCD14-7钢组织及力学性能因素的主次顺序,并确定了20NCD14-7钢的最佳调质工艺。     

核反应堆压力容器用16MND5钢板的开发

介绍了某钢厂厚板生产线生产的核反应堆压力容器用16MND5钢板的生产工艺和过程控制情况,并分析了显微组织和力学性能。结果表明,通过EF-LF-RH-MC冶炼工艺生产的16MND5钢质较为纯净,从成分设计到工艺过程控制均比较合理。该钢板具有良好的综合力学性能和焊接性能,经过长时间的模拟焊后热处理后,钢板力学性能仍保持稳定,完全满足RCC-M标准要求。     

核电站用特宽特厚SA-516Gr.70钢板的开发

通过镍、钒和铌的微合金化以及采用控制轧制、正火处理等工艺方法,鞍钢成功开发出了80 mm厚、5 000 mm宽的SA-516Gr. 70钢板,并对钢板进行了力学性能检测和显微组织分析。结果表明,试制的特宽特厚SA-516Gr. 70钢板的显微组织为均匀细小的块状铁素体和条带状珠光体,晶粒度为9级,具有良好的强韧性。在经过605℃保温15 h的模拟焊后热处理后,钢板的室温抗拉强度为501 MPa,屈服强度为310 MPa,断后伸长率为40%,0℃冲击吸收能量大于200 J,力学性能达到了技术要求。     

模拟焊后热处理对SA-738Gr．B钢板组织及韧性的影响

对比分析了调质处理（QT）及模拟焊后热处理（SPWHT）对SA-738Gr.B钢板力学性能及微观组织的影响。结果表明,SPWHT后钢板强度并未发生大的变化,但冲击韧性明显下降。主要原因在于,SPWHT后,钢中析出相由QT状态的小于20nm的第二相粒子长大为100～400nm的大尺寸含cr的合金碳化物,从而引起晶界弱化,形成准解理断口,提高了韧脆性转变温度。