在役反应堆压力容器退火处理技术的应用

介绍了核电站在役反应堆压力容器退火处理技术的原理及其主要影响因素,讨论了退火后材料的韧性恢复程度与再辐照脆化速度两项退火处理的关键参数,展示了退火处理的工程实施方案,比较了俄罗斯与美国设计的反应堆压力容器在实施退火处理时的主要差异项,最后提出了我国现阶段在条件成熟时可适度开展一些必要基础研究工作的建议。     

坡口形状对CLAM钢焊缝抗辐照损伤性能的影响

为探究坡口形状对中国低活化马氏体(CLAM)钢焊缝辐照损伤性能及辐照硬化性能的影响,采用扫描电子显微镜(SEM)、原子力显微镜(AFM)、透射电子显微镜(TEM)、掠入射X射线衍射(GIXRD)和纳米压痕技术等方法,研究了在室温下经能量为70 keV、剂量为1×10¹⁷ions/cm²的He⁺辐照后,V型、U型和双U型坡口CLAM钢焊缝的辐照损伤情况及力学性能。结果表明,离子辐照后,不同坡口形状焊缝金属中均产生了氦泡、析出物等缺陷,力学性能呈现出不同程度的降低。与V型和U型坡口焊缝相比,双U型坡口焊缝辐照后焊缝内部缺陷分布更均匀、尺寸更小。这是由于在三类焊缝中,双U型坡口焊缝热输入更小,焊缝晶粒组织相对较小,晶界密度更高。更高密度的晶界阻碍了缺陷间的相互聚集,减小了缺陷的尺寸。辐照后双U型坡口焊缝表面粗糙度最低,氦泡、析出物尺寸最小,衍射峰偏移量、宽化率最低,表面硬度最低,抗辐照硬化性能最好。这表明通过控制焊接坡口的形状,细化焊缝晶粒组织,可显著提升焊缝抗辐照损伤性能及抗辐照硬化性能。     

压水堆核电站反应堆压力容器钢断裂韧性研究进展

反应堆压力容器(RPV)是压水堆核电站最为关键的设备之一,其恶劣的服役环境对RPV钢的材料性能提出了苛刻的要求.综述了RPV钢的低温脆化现象,详细介绍了RPV钢的无延性转变温度、修正无延性转变温度、线弹性断裂韧性要求、ASME曲线法及Master曲线法,最后展望了RPV结构完整性分析评价方法的发展方向.     

He~+辐照对非晶碳氢薄膜表面硬度的影响

在室温下,利用等离子体增强的化学气相沉积法(PECVD)在硅衬底上制备了非晶碳氢薄膜。采用100keV,剂量分别为1.0×1015、5.0×1015、5.0×1016和1.0×1017ions/cm2的He离子(He+)对非晶碳氢薄膜进行辐照实验。通过基于原子力显微镜(AFM)的纳米压痕和纳米划痕技术,对He+辐照前后碳氢薄膜的表面硬度进行分析。结果表明,经He+辐照后碳氢薄膜的表面硬度明显增加,并且随着He+辐照剂量增加,碳氢薄膜的表面硬度呈逐渐增加的趋势。傅里叶变换红外光谱(FT-IR)和拉曼光谱分析表明,He+辐照会导致碳氢薄膜中sp2C键含量明显增加,而sp3C键及H原子的含量明显降低,这可能是引起碳氢薄膜硬度变化的主要原因。     

硬度对钢蜗轮副材料磨损特性的影响

探讨了硬度对钢蜗轮副材料磨损特性的影响,为研究钢蜗轮副合理的硬度配对提供试验依据.在无润滑、室温条件下,在SRV Ⅳ微动磨损试验机上考察了硬度对12Cr2Ni4钢-18Cr2Ni4WA钢摩擦副磨损特性的影响.结果表明,钢蜗轮副材料一方硬度的增大会增强其本身的耐磨性,但是同时也会导致对偶件磨损的加剧,钢蜗轮副材料间存在一个合理的硬度配对,使得钢蜗轮副双方具有相近的使用寿命;试验条件下,摩擦副双方磨损体积相近的硬度配对为HRC59-HRC41.     

硬状态钢喷丸影响层组织强化的表征

经过淬火和低温回火处理的弹簧钢60Mn的喷丸影响层的显微硬度和X射线衍射线的半高宽显著减小，而屈服强度却大幅度提高了．这一结果说明用显微硬度和X射线衍射线半高宽表征硬状态钢喷丸影响层的组织强化可能给出错误的信息．     

同位素效应对铁中辐照损伤的影响

有关氦与辐照缺陷的相互作用已有不少系统性的工作,但对氢与辐照缺陷的相互作用的研究不多。特别是氢的同位素氘或者氚存在于核聚变反应堆中,关于氢的同位素效应对辐照损伤的研究工作很少。采用离子加速器在室温下对纯铁注入氘离子,经500℃时效1h后,研究了电子辐照下位错环的演变过程并讨论了同位素效应对位错环偏压的影响。实验表明,随辐照剂量的增加,空位型位错环的尺寸逐渐减小直至消失。由于注氘纯铁中的位错偏压小,其空位型位错环缩小的速率比注氢纯铁中空位型位错环小,由此可以推断注氘纯铁比注氢纯铁抗辐照损伤性能好。     

高温氘离子辐照对低活化钢微观结构的影响

材料问题是可控核聚变能否实现商业应用从而解决人类能源问题的"瓶颈"之一。低活化铁素体/马氏体(RAFM)钢具有良好的抗辐照性能,被普遍认为是新一代聚变反应堆的候选结构材料之一。在聚变堆环境下,材料不仅会受到高能中子辐照而且氘氚也可能进入材料中。为了研究氘离子以及辐照对低活化钢的微观结构的影响,采用CLAM钢(一种RAFM钢)和FeCr模型合金,在500℃下进行58keV氘离子辐照,利用高分辨透射电镜对比分析辐照前后材料微观结构的变化,研究辐照及氘离子对低活化钢的影响。结果表明:高温氘离子辐照不仅在材料中产生大量的缺陷和缺陷集团,同时还可能产生辐照诱导析出。而CLAM钢中原有的析出物经高温离子辐照后并没有发生非晶化,对其原因进行了讨论。     

国产压力容器材料辐照性能研究

压力容器是压水堆核电站全寿期不可更换的关键部件,是核电站安全与寿命的决定因素之一。在长期服役过程中,引起压力容器性能下降的最主要因素是长时间大剂量高能量中子的辐照。辐照将引起压力容器材料韧性降低、脆性升高,从而增加压力容器脆性断裂的潜在危险。因此,压力容器材料抗辐照脆化能力一直是该领域国内外关注的焦点之一。文章针对国产压力容器材料,开展了一定剂量水平(约3×1019n/cm2,E≥1 M eV)的研究堆加速辐照考验,进行了辐照后材料力学性能测试分析,包括冲击性能,动态断裂韧性,以及疲劳性能。同时,将辐照后性能测试结果与辐照前进行对比,分析评价了国产压力容器材料的抗辐照性能。     

Radiation-Induced Embrittlement of WWÉR-440 Reactor Pressure Vessel Steel under Loading

The results of evaluating the reference temperature T ₀ are presented and Master Curve is constructed from the experimental data for steel 15Cr2MoVA (base metal of WWÉR-440 reactor pressure vessel) in three states: unirradiated, irradiated, and irradiated under stress. It is shown that mechanical load, which simulates the coolant pressure, accelerates radiation embrittlement, whose contribution is comparable to that of neutron irradiation.     

WWER反应堆压力容器热–力耦合行为

目的 研究纯Fe、Fe–Cr和Fe–Ni二元体系合金及Fe–Cr–Ni三元体系合金材料压力容器在辐照条件下的热–力耦合行为。方法 选用纯Fe、Fe–36Ni和16MND5二元体系合金以及SA508–3三元体系合金材料为研究对象,采用ABAQUS有限元软件建立压力容器模型,基于UMAT功能将Zr–4包壳材料热源的热膨胀系数模型导入有限元软件中,模拟不同合金材料的压力容器在中子辐照和高温、高压作用下的热–力耦合行为,分别分析压力容器温度场、位移场和应力场的分布情况及随辐照时间的变化情况。结果 包壳温度由内壁向外壁依次降低,包壳内壁温度为353 ℃,最大温差为20 ℃。Fe–36Ni合金受到的最大应力为3.45 MPa,而纯铁受到的最大应力只有1.2 MPa。在中子辐照作用下温度和应力主要集中在压力容器的中心部位,而在压力容器的上下两端容易产生位移集中。结论 合金体系的不同不影响辐照作用下压力容器的温度场、位移场和应力场的分布规律。温度、位移和应力值的大小随着合金体系的改变而改变,温度场和应力场对合金体系更为敏感,即辐照作用下燃料元件的宏观力学性能对合金元素具有敏感性。     

钢的高温硬度研究

测定了两组共13种工业用钢从室温到700℃的维氏硬度(H)。得出,具有平衡组织的碳钢,其 H—T 关系是非线性的,200—500℃,曲线出现平台,低碳钢甚至出现极大值;含碳0.2-1.2%的碳钢,随温度上升,硬度之差别逐渐减小,在700℃各钢硬度趋于一致;二次硬化状态的工具钢,在500℃以下 H-T 呈线性关系,提出了估算高速钢500℃以下硬度的简易公式;超过回火温度时,由于不可逆软化,使 H—T 关系成为非线性的。     

Prediction of the Brittle Fracture Toughness of Neutron-Irradiated Reactor Pressure Vessel Steels. Part 2

We apply the proposed model to study the effect of irradiation on the temperature dependence of brittle fracture toughness of 15Kh2MFA steel. We analyze also the influence of irradiation and the content of phosphorus and copper on the brittle fracture toughness. It is demonstrated that the probabilistic model, which is based on a new formulation of the brittle fracture criterion, allows an adequate prediction of the irradiation effect on the fracture toughness of reactor pressure vessel steels. Alternative models of prediction of fracture toughness are discussed.     

激光热处理对420不锈钢焊缝硬度及抗拉强度的影响

目的 对420不锈钢焊缝进行激光热处理,研究微观结构对焊缝硬度的影响规律.方法 通过光纤激光对420不锈钢进行焊接,然后采用激光对焊缝进行热处理,采用金相显微镜对焊缝微观组织进行分析,并采用显微硬度仪测试焊缝的硬度,采用拉力机对焊缝接头进行抗拉强度测试.结果 随着激光加热功率的提高,焊缝抗拉强度没有明显变化;随着激光加...     

合金元素对耐热钢组织及性能的影响

通过对ＨＫ４０、ＨＰ４５和ＺＧ４Ｃｒ２５Ｎｉ３５ＷＮｂ３种耐热钢高温力学性能的测试和各种状态下显微组织的观察分析，比较了其性能的优劣，并探讨了合金元素镍、钨及铌的作用。