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<正>中国二重首件AP1000反应堆压力容器锻件用450 t特大型真空钢锭冶炼浇注成功(2011-10-08)10月8日,三门核电AP1000压力容器接管段用450 t特大型真空钢锭在锻造分厂炼钢车间冶炼浇注成功,标志着二重集团公司研制的首件AP1000压力容器锻件"三门核电3#机组AP1000压力容器接管段筒体"正式投料生产。     

核电锻件用钢SA-508-3-1低温冲击性能不合格原因分析与对策

在开发核电堆芯材料SA-508-3-1锻件用钢的过程中,出现局部-20℃的夏氏V形缺口冲击功不合格的问题,且试样邻近部位的冲击值是它的3倍左右.通过对试件的化学成分、晶粒度以及非金属夹杂物的分析确定了Al2O3夹杂是导致-20℃低温冲击不合的主要原因,并提出了工艺改进的方法,保证了核电锻件的一次合格率.     

1000MW核电管板用纯净钢的冶炼及效果

针对1000MW核电管板用纯净钢锻件组织和性能要求的特点,利用合金化原理分析了钢中合金元素的控制原则,对冶炼工艺进行了深入的分析研究,提出了采用电炉＋钢包炉＋真空浇注的冶炼工艺方案,以及在真空浇注过程中严密保护防止二次氧化的工艺思路。实践证明,管板钢达到了纯净钢的要求;经锻造、热处理等工序,管板性能达到了预想的效果。     

国外核反应堆压力容器用A508-3钢及其制造

本文综合介绍近十余年国外核电站的发展趋势、核电站对反应堆压力容器制造的基本要求,以及锻件用A508-3钢的发展和应用情况;讨论A508-3钢化学成分和性能的关系,包括各种微量元素的影响;大致说明核反应堆压力容器锻件制造即炼钢、铸锭、锻造、热处理的特点和工艺参数.     

信息动态

<正>中国二重首件AP1000反应堆压力容器锻件用450 t特大型真空钢锭冶炼浇注成功(2011-10-08)10月8日,三门核电AP1000压力容器接管段用450t特大型真空钢锭在锻造分厂炼     

核电封头-过渡锥体一体化成形全工艺过程多尺度模拟

SA508-3钢由于其优良的力学和理化性能而被广泛应用于核电大型锻件的制造。为了控制锻件的形状,并掌握大型锻件成形过程中开裂破坏和微观组织的演化规律。将SA508-3钢的流动应力模型、热成形开裂模型及微观组织演变模型通过软件二次开发与DEFORM-3D集成,建立了热锻成形多尺度模拟系统,并通过实验验证了该系统模拟的准确性。运用该多尺度模拟系统对核电封头-过渡锥体一体化成形进行了全工艺过程模拟,并对锻件形状、开裂趋势和微观组织演化进行了预测和分析。结果表明,锻件的形状得到了良好的控制;锻件在锻造过程中不会发生开裂;温度和应变是影响晶粒尺寸变化的主要因素。     

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。     

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。     

超大型加氢筒体用钢SA-336F11CL3的冶炼方法研究

通过分析大型加氢反应器锻件用钢的特点,严格控制钢水中残余元素含量和X、J系数。确定采用"EBT→LF→VD→VC"的冶炼浇注工艺,成功浇注了4支SA-360F11CL3超大型加氢筒体锻件钢锭,其化学成分及各项指标均符合技术要求。     

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。     

1Mn18Cr18N钢无磁性护环锻件的试制

1Mn18Cr18N钢系无磁性高锰奥氏体不锈钢,该钢种合金含量高,可锻温度区间窄,在锻造过程中易出现表面裂纹。采用电炉冶炼、电渣重熔工艺获得优质钢锭。锻造加热温度为1190~1210℃,终锻温度在900℃以上。多火次,小压下量锻造,把表面裂纹减轻到最低程度。固溶处理后生产出了满足用户需求的护环锻件。     

X12CrMoWVNbN10-1-1轮盘试制锻件组织与性能研究

针对120t电渣炉电渣重熔冶炼并锻造得到的规格为1900mm×500mm的X12CrMoWVNbN10-1-1轮盘试制件,研究了其不同部位的组织以及力学性能。结果表明,此轮盘锻件径向不同位置的成分和组织均匀性较好,且经过长时间锻后等温热处理能够实现完全的扩散型相变,热处理后的力学性能无明显差异。由于此锻件来源于电渣铸锭靠冒口侧,冶炼工艺控制不当导致氧含量较高。影响了材料的拉伸性能。     

碳含量对SA-508Gr.3钢大锻件组织和性能的影响

研究了碳含量对SA-508 Gr.3钢大锻件的显微组织和力学性能的影响。结果表明:随着碳含量的增加,SA-508 Gr.3钢的贝氏体转变温度降低,M₃C碳化物析出量增加;室温和350 ℃抗拉强度提高,冲击性能先升高后降低,0 ℃冲击断口形貌由混合型断裂转变为韧窝断裂。为使SA-508 Gr.3钢获得较好的综合性能,碳含量应控制在0.19%~0.22%(质量分数)。     

185MN油压机缸体锻件内部质量分析

介绍了125 t钢锭及其缸体锻件的生产过程,解剖试验分析了缸体锻件中间冲脱部分的内部质量。结果表明:该125 t大型钢锭内部的冶金质量优良,锻造工艺合适,为以后生产更大等级的钢锭和锻件奠定了基础。     

A508-3钢回火过程的组织演变及动力学分析

回火对核电设备用A508-3钢的力学性能影响很大。采用扫描电镜和硬度测试研究了A508．3钢回火过程中组织的演变和性能的变化,并对经600～660℃回火的钢进行了基于硬度测量的动力学分析。回火过程中硬度的变化可以用残留奥氏体和奥氏体一马氏体的分解,贝氏体铁素体内碳化物的析出、粗化以及贝氏体铁素体的回复再结晶来解释。动力学分析表明,A508．3钢在600～660℃回火时的相变激活能约为101．4kJ／mol,与碳原子在铁素体中的扩散激活能相近。A508．3钢只有在较高温度回火时,才出现贝氏体铁素体内碳化物的大量析出和粗化,这说明该钢种具有较好的回火稳定性。