反应堆压力容器用钢的淬透性问题

利用Formastor-FⅡ全自动相变测量装置测试了SA508-3钢和SA508-4N钢的相变点,得出了两种核压力容器用钢的完整CCT曲线,并在试验基础上对SA508-3和SA508-4N钢的淬透性极限问题进行了探讨。结果表明:SA508-4N钢的强度、低温韧性、淬透性极限相比于SA508-3钢有显著提高。随着反应堆压力容器向大型化和一体化方向发展,具有更高强韧性和淬透性的SA508-4N钢将可能逐步替代SA508-3钢而获得工程应用。     

核电站反应堆压力容器用钢和制造工艺

本文概括地说明了世界各国核电站的建造、运行和发展动态,详细叙述了反应堆压力容器的材料及工艺情况。     

小冲杆测试辐照对反应堆压力容器钢力学性能的影响

利用小冲杆(SP)对辐照前后压力容器钢(A508-3钢)在-150—20℃的温度范围内进行了力学性能测试,拟合出拉伸和冲击的SP数据标准化经验公式,并对SP测试后的断口进行了SEM分析.研究结果表明,SP测试获得的断裂能可较好地表征材料韧-脆转变特性;SP测试与标准冲击测试获得的辐照前后韧-脆转变温度(DBTT)变化趋势一致,SP测试获得的拉伸性能呈明显的硬化和脆化趋势,能够较好地表征A508-3钢的辐照硬化和脆化.     

浅谈压力容器用钢焊材选择

为保证压力容器焊接质量，必须正确选取焊材。选择焊材时除根据工艺方法及冶金特点，还应考虑母材厚度的影响，试验证明，１６ＭｎＲ钢埋弧焊时，不应选用Ｈ１０ＭｎＳｉ／Ｈ４３１配合，而应选用Ｈ１０Ｍｎ２／ＨＪ４３１配合。     

反应堆压力容器视频检查控制系统

反应堆压力容器是核电厂和核动力系统装置中最重要的设备之一,在一回路系统中承受高温、高压和强烈的中子辐照。为了完成对其视频检查的无损检测目标,设计了基于可编程逻辑控制器(PLC)为主控制器的反应堆压力容器视频检查控制系统,实现了反应堆压力容器堆焊层的视频检查。系统现已用于核电站的役前和在役检查中,取到了较好的效果。     

铝对反应堆压力容器508-3钢CCT曲线的影响

采用Formastor-FⅡ自动相变仪测试了两组不同Al含量的508-3试验钢在不同冷速下的相变点,利用光学显微镜观察了不同冷速下试验钢的金相组织,并测试了维氏硬度,绘制了完整的CCT曲线。结果表明:添加一定量的Al可以降低508-3钢马氏体转变的临界冷速,降低贝氏体转变开始温度,推迟铁素体/珠光体转变,使得CCT曲线整体右移,从而提高了508-3钢的淬透性。     

采用模拟方法对反应堆压力容器大锻件用钢的研究

采用数值模拟和物理模拟方法对反应堆压力容器特厚大锻件用钢进行了研究.采用NSHT程序模拟400 mm×800 mm×800 mm模拟锻件淬火过程中的温度场分布,通过小试样控制冷却模拟锻件淬火,对实验钢的化学成分和热处理工艺进行了优化,并探讨了成分与热处理对组织与性能的影响.     

反应堆压力容器模拟锻件用SA508-3CL钢性能研究

对壁厚为210mm的反应堆压力容器模拟锻件用SA508—3CL钢的性能进行了研究。结果表明,模拟锻件的壁厚对冲击性能影响很大,靠近锻件中心部位其冲击性能明显低于内、外壁区域的冲击性能。经过亚临界热处理后,试样的抗拉强度有所下降,但冲击韧度有了很大的提高。回火工艺参数对材料的性能也有很大影响,选择合理的回火工艺参数（19．0～19．3之间）,既能满足材料的高抗拉强度,又能获得高韧度。     

反应堆压力容器接管-安全端异种钢焊缝直射纵波超声检测方法

反应堆压力容器(RPV)接管-安全端对接接头属奥氏体-铁素体异种钢焊缝,因晶粒粗大的原因实施超声检测难度大。针对现有斜射纵波检测方法对面状缺陷检测能力不足的情况,结合焊缝具体结构特点提出了一种以安全端端面为探伤面的超声直射纵波检测方法。试验研究结果表明,该方法对垂直于焊缝表面的面状缺陷检测效果较好。该方法可与斜射纵波检测方法组合使用,在RPV制造阶段有推广应用价值。     

核反应堆压力容器用钢SA508-3CL锻件的显微组织

对210mm壁厚的反应堆压力容器模拟锻件的树枝状偏析和显微组织进行了研究.结果表明,在靠近内、外壁区域,树枝状偏析结构被充分锻碎;合金元素在树枝状骨架间存在着严重的偏析,骨架间Mo元素的浓度是骨架上的2～5倍;从模拟环锻件的外壁到心部,钢的显微组织经过了从马氏体→下贝氏体→上贝氏体→粒状贝氏体的变化;碳化物形态由均匀分布的球状、细小碳化物变成在晶粒和板条间界析出的粗大、条状碳化物.     

CPR1000反应堆压力容器大面积不锈钢堆焊工艺探讨

从CPR1000反应堆压力容器大面积不锈钢堆焊采用的焊接工艺入手,分析了带极埋弧堆焊和带极电渣堆焊两种工艺的优缺点、实际应用情况和关键控制点,并为今后大面积堆焊工艺的发展提出新的探索方向。     

Crystal Structure from bcc to 9R in Evolution of the Cu-rich Reactor Pressure Vessel Nano Precipitates Model Steel

The crystal structure evolution of the Cu-rich nano precipitates from bcc to 9R during thermal aging was studied in nuclear reactor pressure vessel （RPV） model steels. The specimens, contained higher copper and nickel contents than commercially available one, were heated at 890 ~C for 0.5 h and then water quenched followed by tempering at 0（50 ~C for I0 h and aging at 400 ~C for 1000 h. It was observed that bcc and 9R orthogonal structure, as well as 9R orthogonal and 9R monoclinic structure, coexist in a single Cu-rich nano precipitate. Further analyses pointed out that Cu-rich nano precipitates of bcc structure were not stable, it may preferentially transform to 9R orthogonal structure and then to 9R monoclinic structure. This results showed that the crystal structure evolution of the Cu-rich nano precipitates was complex.     

核电压力容器用SA-508-3-1钢的冶炼

针对核电压力容器用SA-508-3-1钢的组织与性能特点,分析出冶炼的难点,通过对冶炼工艺的深入研究,提出了采用EBT初炼—LF精炼—真空脱气—真空浇注的冶炼工艺方案,按该工艺方案成功冶炼浇注了核电SA-508-3-1钢锭。经过锻造及热处理等工序后,锻件性能达到核电压力容器锻件要求,并获得国家核安全局认证。     

中子辐照诱导压力容器钢中磷的偏析

中子辐照引起的核反应堆压力容器钢中磷的晶间偏析是导致核反应堆压力容器脆性断裂的主要因素之一．本文提出了预测核反应堆压力容器钢中杂质元素(主要是磷)晶间非平衡偏析的溶质拖拽模型，并且与速率理论模型进行了对比．该模型的预测结果与最近发表的压力容器钢(包括C—Mn和MnMoNi钢)的一些实验数据一致．     

核反应堆压力容器锻件用SA508系列钢的比较和分析

从化学成分、力学性能、热力学平衡相转变、焊接性、淬透性和堆焊层裂纹敏感性等方面比较了核反应堆压力容器锻件用SA508系列钢,分析了合金元素对钢的力学性能、热力学平衡态析出相、碳当量(Ceq)、淬透指数(Df)和堆焊层裂纹敏感系数(PSR)的影响,为SA508不同级别钢冶炼时实控化学成分的选择和进一步认识SA508系列钢提供了参考。     

反应堆压力容器主螺栓超声波检测技术

反应堆压力容器主螺栓作为核设备的重要部件,RSEM标准要求役前及在役阶段对其进行超声波检查。该检测是个多系统配合的过程,它必须依赖专用超声波检查系统、机械扫查器和控制系统的统一协作才能完成。介绍了反应堆压力容器主螺栓超声波检测的部位、探头的选用、仪器的选用以及扫查方式、标定及校核、采集系统和分析系统。     

核反应堆压力容器主螺栓的质量控制

核反应堆压力容器主螺栓是连接核反应堆压力容器顶盖与筒体的紧固密封件。其质量过程控制主要包括：主螺栓无损检验、主螺栓机械加工、不完整螺纹修整,主螺栓清洁、包装。