SA508-3钢保温过程奥氏体晶粒长大规律研究

锻造时需要确定始锻温度及控制锻造时的晶粒度.利用箱式电阻炉进行一系列保温实验,研究了核电压力容器材料SA508-3奥氏体不锈钢在不同保温温度和保温时间下的奥氏体晶粒长大规律.结果表明:当保温时间一定时,奥氏体晶粒随保温温度的升高呈指数关系长大.当保温温度超过1200℃时,奥氏体晶粒尺寸急剧增大,晶粒明显粗化.根据实验结果建立了奥氏体晶粒长大规律的数学模型,为确定SA508-3钢始锻温度提供了微观组织判断依据.     

核压力容器用SA508-4N钢的奥氏体晶粒长大行为

在10501250 ℃温度范围内,实测了核压力容器用SA508-4N钢在不同保温时间下的奥氏体晶粒尺寸,研究了SA508-4N钢的奥氏体晶粒长大行为。结果表明,随加热温度及保温时间的增加,SA508-4N钢的奥氏体晶粒尺寸长大,温度由1050 ℃上升到1250 ℃时,奥氏体晶粒尺寸呈指数增长;得到了SA508-4N钢加热过程中,奥氏体平均晶粒尺寸与保温时间关系的Beck方程;建立了奥氏体晶粒尺寸与加热温度和保温时间之间的Sellars模型,并验证了模型的准确性。     

核电SA508-3钢研究进展

SA508-3钢具有强度高、韧性好和辐照脆化敏感性低等特性,是广泛应用的核电用钢。通过介绍其组织结构、化学成分、力学性能、冶金工艺、热处理工艺和焊接性能等几个方面,阐述了目前SA508-3钢的研究进展,为进一步提高钢的综合性能和研发下一代核电用钢提供了参考。     

SA508-3钢初始晶粒度对热变形后微观组织的作用规律

为研究初始晶粒度对SA508-3钢热变形后微观组织的作用规律,将Φ10mm×15mm圆柱形试样置于电阻加热炉中加热并保温不同时间,以获得不同的初始晶粒度。运用面积法测得保温0min、30min和60min后的微观组织晶粒尺寸分别为650μm、950μm和1200μm。设计并进行了楔形试样高温镦粗实验,研究了SA508-3钢不同初始晶粒度在热变形过程中的动态再结晶体积分数和动态再结晶晶粒尺寸的演化规律。结果表明,当楔形试样压下率为50%时,不同初始晶粒尺寸对发生完全动态再结晶的临界应变有较大影响,初始晶粒尺寸越大,发生完全动态再结晶的临界应变越大。当动态再结晶完全发生时,3种不同初始晶粒尺寸对应的热变形后平均晶粒尺寸分别约为70μm、73μm和75μm。表明当变形量超过临界应变促使发生完全动态再结晶时,初始晶粒尺寸基本不影响热变形后的晶粒尺寸。     

ASME SA508-3钢的再结晶晶粒细化规律

本文采用热力模拟手段研究了 ASME SA50 8- 3钢在热加工变形之后的再结晶细化规律以及其稳定晶粒尺寸 ,所得结果具有重要的理论和实际价值。     

核电SA508-3钢厚壁圆筒纵向焊接残余应力分析

针对由某公司生产首次应用到核电设备上的SA508-3钢,为了获得焊接残余应力分布及规律,采用ANSYS有限元软件对60 mm厚圆筒纵焊的焊接接头进行温度场及残余应力数值模拟,并将模拟结果与相同工艺条件下焊接试验结果进行比较验证.结果表明,模拟结果与试验结果基本吻合;焊接时热源周围极窄区域温度高,梯度大,远离热源温度峰值急剧下降;圆筒外表面残余应力大于内表面残余应力;焊缝及近焊缝区的残余拉应力值较大,远离焊缝中心残余拉应力值逐渐减小;圆筒两端和中部的残余应力在方向上或数值大小上不同;这对控制圆筒残余应力提供了理论依据.     

SA508-3钢动态再结晶过程的相场模拟

采用多相场(Multi-phase-field,MPF)模型模拟动态再结晶晶粒的生长过程,并用Kocks-Mecking(KM)方程模拟其力学行为。用热力模拟机对SA508-3钢进行了不同温度和应变速率下的热压缩试验,从热压缩流动应力-应变曲线中提取SA508-3钢动态再结晶特征参数并用于计算动态再结晶模型参数。利用所得参数对SA508-3钢的动态再结晶过程进行了多相场模拟,预测了热塑性变形过程中的组织演变和真应力-真应变曲线,与试验结果吻合较好。试验和数值结果均表明,流动应力随应变速率的增大及变形温度的降低而增大。本文的方法可用于研究其它材料的动态再结晶行为,为优化热锻工艺提供指导。     

SA508-3钢铸态粗晶组织热压缩变形行为与晶粒演化规律

为获得SA508-3钢铸态粗晶组织热变形过程中的晶粒细化和均匀化规律,通过Gleeble单道次高温热压缩实验(950℃~1250℃,0.001s-1~1s-1,真应变ε=0.8),发现铸态粗晶在低温硬化-回复阶段时的应力水平较锻态细晶的略高,通过金相分析发现,该现象是由铸态粗晶组织含有大量形变孪晶及其较差的变形协调性所致。同时分析了不同变形条件(温度和应变速率)对再结晶晶粒尺寸和混晶程度的影响规律,得到了动态再结晶完成后,变形温度为1 050℃~1 200℃、应变速率为0.01s-1~1s-1的变形参数对SA508-3钢铸态粗晶组织具有较好的细化晶粒作用,最高晶粒度可达6级~7级;1050℃~1200℃、0.001s-1~0.1s-1的变形参数可有效地降低SA508-3钢铸态粗晶组织的混晶程度,动态再结晶完成后组织比较均匀。     

9310钢的奥氏体晶粒长大规律研究

利用金相试验方法和理论模型研究了9310钢在800～1200℃奥氏体晶粒的长大规律。结果表明,不同加热温度条件下,9310钢的奥氏体平均晶粒尺寸随保温时间的变化符合Beck关系式。实验钢的硬度随平均晶粒尺寸的增大而逐渐降低,并呈近似的线性关系。通过数值回归分析,测得了9310钢奥氏体晶粒度长大的时间指数和激活能,并对9310钢奥氏体晶粒的长大机制进行了讨论。     

18Ni马氏体时效钢奥氏体晶粒长大规律研究

对18Ni(1800 MPa级)马氏体时效超高强度钢的奥氏体晶粒长大规律进行研究.结果表明,随加热温度的升高和保温时间的延长,奥氏体晶粒尺寸逐渐增大,当温度高于1000℃时,晶粒迅速发生粗化,当温度低于1000℃时,晶粒尺寸随保温时间的延长变化不明显;晶粒平均尺寸与保温时间的关系符合Beck方程,且温度越高,晶粒生长指数越大;在850～1150℃,18Ni(1800MPa级)马氏体时效钢奥氏体晶粒长大激活能为223.106kJ/mol,其奥氏体晶粒平均尺寸与加热温度之间符合Arrhenius关系,并建立了该马氏体时效钢的奥氏体晶粒度长大数学模型.     

载荷速率对充氢SA508-3钢断裂韧性的影响

采用高温高压气相热充氢方法将氢充入SA508-3钢,采用J积分方法比较不同载荷速率下未充氢与充氢钢的断裂韧性,考察氢对SA508-3钢断裂韧性的影响。结果表明,在相同载荷速率下,与未充氢SA508-3钢相比,充氢钢断裂韧性明显降低,充氢断口均为韧性和脆性混合断口形貌。随着载荷速率的降低,断裂韧性损失逐渐增加,准解理所占面积增加,脆性提高。在三向应力的作用下,氢与静水应力的交互作用能大于氢与可动位错的交互作用能,静水应力更易捕获到氢。SA508-3钢断裂韧性测试过程中,在三向应力的诱导下会促进氢富集在裂纹尖端碳化物和基体的界面处,从而降低了碳化物和基体的结合强度,致使阻碍裂纹扩展的能力减弱,因此钢充氢后断裂韧性降低。随着载荷速率的降低,三向应力作用在裂纹尖端的时间增加,氢富集在碳化物和基体界面浓度增加,氢压增强,加速裂纹扩展,钢的脆性提高,断裂韧性损失增加。     

焊接热循环对SA508-3钢临界粗晶区组织和性能的影响

针对核电设备用SA508-3钢临界粗晶区,采用热模拟技术研究了不预热下焊接热循环对临界粗晶区组织和性能的影响.结果表明,临界粗晶区在原奥氏体晶界上析出了项链状的隐晶马氏体组织,使其性能恶化,是焊接接头中最为薄弱的区域.临界粗晶区在经历峰值温度400~650℃的焊接热循环后,冲击韧性得到明显的改善,此时可以获得良好的强韧性匹配.在SA508-3钢多层多道焊接过程中,通过合理控制层道间焊接热循环条件,可有效改善临界粗晶区组织和性能.     

试样尺寸对SA508-3钢焊接接头断裂韧度的影响

针对大型核容器SA508-3钢焊接接头断裂韧度进行了研究.结果表明,在大试样条件下,母材、焊缝金属及热影响区的断裂韧度存在差异,焊缝金属的断裂韧度优于热影响区,母材的断裂韧度最低.试样几何尺寸直接影响裂纹尖端的应力状态,小试样时裂纹尖端处于平面应力状态,母材、焊缝金属及热影响区全部呈韧窝断裂,表现出良好的塑性;大试样时裂纹尖端处于平面应变状态,母材断口特征转变为准解理与解理混合断裂,热影响区为典型的准解理断裂,焊缝为韧窝断裂.     

SA508-3钢回火焊道技术焊道搭接量的分析

针对核电设备常用钢种SA508-3钢,采用钨极氩弧自动焊接方法,对该钢种在使用回火焊道焊接技术修复时的焊道搭接量进行了分析。试验结果表明,焊道搭接量在0%～30%时,相邻的焊道间有明显的凹坑的存在,在后续焊道的焊接过程中容易出现未熔合问题;焊道搭接量达到70%时,焊道表面向瘤状发展,不利于后续焊道的排布,焊道几何尺寸的排布使得回火焊道焊接技术无法实施;焊道搭接量在40%～60%时,焊道分布相对平直,显微硬度及淬硬组织分布均匀,利于回火焊道技术的实施。     

核电压力容器SA508-3钢内部裂纹高温焊合实验

裂纹缺陷严重影响大型锻件的合格率及使用寿命。为保证核电大型锻件质量、提高核电压力容器安全性,以加热温度、下压量以及保压时间为参数,采用预置裂纹方式对核电压力容器用钢SA508-3进行内部裂纹高温焊合实验研究。裂纹焊合效果采用金相显微镜、扫描电镜、能谱分析及力学性能实验等进行评价。结果显示,在高温短时间小变形情况下SA508-3材料内部裂纹均能焊合,裂纹焊合最低条件为:加热温度1100℃,变形量10%,保压时间15 s;焊合后试样强度值与基体相似,但塑性值有较大波动;根据扫描电镜及能谱分析确定,试样连接过程中带入的大量夹杂物是材料塑性指标波动较大的主要原因。     

核电用SA508-3钢大型锻件的内部裂纹缺陷分析及工艺优化

SA508-3钢是目前大型核反应堆压力容器的主要材料,从材料成形角度提高SA508-3钢大型锻件整体性能从而提高零件安全性是大型铸锻件研究的重要方向。通过对传统锥板镦粗+平板旋转展平工艺成形的SA508-3钢大型锻件的超声波探伤密集型缺陷进行失效分析,得到缺陷为呈断续锯齿状的裂纹缺陷,缺陷产生的原因与微观偏析带引起的金属材料组织和性能不均有关。采用数值模拟方法,对传统工艺与锥板镦粗+胎模旋转展平新工艺进行比较分析。结果表明,采用新工艺时,锻件内部金属在三向压应力下发生大变形,可避免新裂纹产生,有利于已有闭合裂纹的焊合,锻件组织更加均匀。实际生产过程中,该方法可有效减少SA508-3钢大型锻件中的密集型裂纹缺陷。