A508-3钢质子辐照条件下微结构演变研究

在室温下利用190 keV质子对A508-3钢进行辐照,辐照剂量分别为0.108,0.216和0.271 dpa.对辐照前后样品的微结构进行了TEM观察.结果表明,辐照没有产生可观察到的微空洞,辐照缺陷主要是位错环,且大部分为Burgers矢量为〈100〉型的间隙型位错环;位错环大部分均匀分布在基体内,还可见位错环分布在位错线附近的情况;随辐照剂量的增加,位错环尺寸分布范围变宽,平均直径增大,当辐照剂量从0.108 dpa增至0.271 dpa时,位错环的平均直径由约1.8 nm增至约4.6 nm;位错环的数量密度在10²²m^-3数量级并随辐照剂量增加略有增加.对位错环的形成机制及辐照剂量对辐照硬化和脆化程度的影响进行了分析.在实验范围内,由位错环引起的硬化和脆化程度随辐照剂量增加而增大,未出现饱和现象.     

国产A508-Ⅲ钢的工艺试验

国产Ａ５０８－Ⅲ钢是一种按法国ＲＣＣ－Ｍ（Ｍ２１１２）标准炼制的,相当于法国１６ＭｎＮＤ５钢,美国的ＳＡ５０８ＣｒＣｌ３,德国的２０ＭｎＭｏＮｉ５５。１焊接工艺试验１．１试验材料 试验材料为国产 Ａ５０８－Ⅲ钢,规格为 １５００ｍｍ×３００ｍｍ×２００ｍｍ。 焊条为 ３ＫＮｉ,４ ｍｍ、５ｍｍ。其化学成分见表 １,力学性能检验结果见表２。１．２焊接方法及坡口形式 因板厚达２００ｍｍ,采用我厂常用的 ＳＭＡＷ＋ ＮＧＳＡＷ坡口形式,见图１。１．３焊接工艺 根据所做裂纹试验可以确定Ａ５０８－Ⅲ钢焊前预热温度≥…     

A508-3钢回火焊道接头组织和性能

文中针对A508-3钢,采用镍基合金焊条Ni690在其表面实施了异种材料的回火焊道焊接技术,分析了异种材料回火焊道焊接接头组织和性能,并与常规焊接工艺+590 ℃×2 h焊后热处理的焊接接头进行了对比。试验结果表明,常规焊接工艺+焊后热处理的接头硬度虽然粗晶区硬度明显降低,但是马氏体带的硬度降低不明显,而采用回火焊道焊接技术的焊接接头粗晶区和马氏体带的硬度均明显降低;回火焊道技术可以同时软化粗晶区和熔合区,其中粗晶区硬度约为热处理效果的73%～89%,但是获得的接头硬度均匀性更佳。从试验结果来看,能够免除焊后热处理的回火焊道焊接技术是大型结构部件焊接修复或制造时理想的焊接方法。     

质子辐照A508-3钢显微组织和物相取向关系

利用透射电镜研究了质子辐照对反应堆压力容器钢A508-3钢显微组织形态的影响,基于拍摄的铁素体与渗碳体的复合衍射花样,采用矩阵分析法研究了质子辐照前后试样铁素体与渗碳体之间的取向关系。结果表明,辐照前后A508-3钢的铁素体板条宽度和碳化物的尺寸、体积分数及分布没有发生明显变化。A508-3钢辐照至0.271 dpa时产生了分布较为均匀的位错环,位错环平均直径约为4.6 nm,数量密度约为2.7×1022m-3。在未辐照试样观察到铁素体和渗碳体的取向关系符合Bagaryatskii关系,而0.216 dpa和0.271 dpa辐照试样中观察到铁素体和渗碳体之间出现了3种新的取向关系。这3种新的取向关系的来源及对力学性能的影响值得深入研究。     

压力容器用A508-3钢的精炼与铸锭

<正> A508-3钢适用于制作氨合成塔和核反应堆压力壳等。对其要求是:不仅要保证在室温和服役温度下具有一定的强度,还必须具有高韧性和防止脆性断裂的安全性能;在所需的整个厚断面上具有良好的性能;对焊缝和衬里具有良好的可焊性;耐腐蚀性能     

核电站压力容器A508-3钢锻件的研制

第二重型机器厂从1981年开始对核电站压力容器用的 A508-3钢进行研制。以900MW 核电站筒体和管板为模拟件,拟定了制造工序,对冶金质量、机械性能作了试验。试验结果表明,钢的化学成分、探伤结果、夹杂物评级、晶粒度评级、常温和高温(350℃)拉伸性能、夏比 V 型缺口冲击性能、中子辐照后性能、RT_(NDT)、J_(IC)等,都满足技术要求,从而肯定 A508-3钢是制造核电站压力容器的优良钢种。     

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。     

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.     

基于MBN的便携式RPV钢辐照脆化检测系统设计

反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)长期工作在强中子辐照环境下,材料会受到辐照损伤,从而影响其使用寿命。针对这一问题,基于磁巴克豪森噪声(Magnetic Barkhausen Noise,MBN)效应原理,建立巴克豪森传感器的三维仿真模型,仿真结果验证了传感器结构的有效性,确定了传感器的最优参数。同时以TMS320F28335开发板为核心研制了一套针对小尺寸RPV钢辐照脆化的便携式检测系统,验证了该系统的重复性与稳定性。     

双相区热处理对A508-3钢的冲击性能及断口形貌的影响

采用Charpy（V型缺口）试样对A508-3钢调质处理试样和双相区热处理试样在-196～20℃温度范围内进行示波冲击试验,用扫描电镜对冲击断口形貌进行观察,研究了冲击温度对两种热处理制度下该钢的冲击性能和断口形貌的影响。调质处理试样随着温度的降低,其冲击功和侧膨胀量急剧降低,断裂方式从韧脆混合断裂变为脆性断裂,断口形貌中纤维区和剪切唇面积不断减少,放射区面积相应增大;双相区热处理试样在-20～-100℃冲击时,其冲击功和侧膨胀量改变甚小,断裂方式为全韧性断裂,断口形貌全部为剪切唇和纤维区组成,随着温度的继续降低,冲击功和侧膨胀量开始急剧下降,断裂方式变为韧脆混合断裂,断口形貌出现放射区,放射区微观特征为准解理。与调质处理相比,该钢经双相区热处理后冲击性能大大提高,韧脆转变温度急剧降低。     

国产RPV钢铁离子辐照脆化行为的正电子湮灭研究

选取服役于我国高温气冷示范电站的反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)钢A508-3和纯Fe,采用3 Me V铁离子进行高温(250℃)与室温(约25℃)辐照,辐照损伤分别达0.1、0.5和1.0 dpa,对样品分别进行正电子湮灭和纳米压痕硬度研究。结果表明,辐照会使材料内部产生缺陷,这种缺陷以空位型缺陷和溶质原子团簇缺陷为主。且高温辐照产生的缺陷密度低于室温辐照,其中高温的退火效应使材料内部缺陷发生一定程度的回复。辐照后RPV钢和纯Fe都产生了一定程度的硬化,硬化程度随辐照损伤的增加而增高。对于RPV钢,高温辐照比室温辐照使材料内部产生更少的空位型缺陷和更多的溶质原子团簇型缺陷,因而RPV钢的辐照硬化可能主要是由溶质原子团簇型缺陷引起的。     

SA508-3钢冲击韧性补偿影响因素的分析

针对核电设备用SA508-3钢,采用窄间隙埋弧焊和焊条电弧焊方法,通过不同温度下的冲击吸收能量测试分析了母材状态、焊接方法及焊后热处理对母材冲击韧性补偿的影响规律。试验结果表明:母材组织的原始状态对冲击韧性补偿有着重要影响,在采用相同焊接方法的情况下组织细小、分布均匀的粗晶区冲击韧性与母材相当,无需冲击韧性补偿。冲击吸收能量及温度补偿量的确定与焊接方法的选用关联较为密切,能够充分利用层道间热处理的焊接方法往往能够有效地降低对母材冲击韧性补偿的要求。焊后热处理能够有效地消除焊接残余应力、改善接头组织和性能,从而降低对母材冲击韧性补偿的要求,甚至无需补偿。     

A508-3钢临界温度A_(C1)的电镜测定

利用透射电镜技术测定了 A5 0 8- 3钢的临界温度 AC1,测定结果比膨胀仪法的结果低 2 5℃左右。原因是电镜技术可以发现极微小区域中发生的相变以及它更接近于平衡状态。最后还结合热处理实际讨论了该结果在质量保证中的作用。     

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。     

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.     

核反应堆压力容器的辐照脆化与延寿评估

核反应堆中辐照导致压力容器钢脆化使韧脆转变温度(DBTT)升高,从而危及压力容器安全运行,最终导致反应堆寿命终止.本文简要介绍了压力容器钢辐照脆化机制、在役反应堆的安全性监测、模拟预测DBTT的升高和反应堆延寿评估.     

A3钢在含Fe^3＋的盐酸溶液中的脆机理

应用原子氢渗透速率测量传感器测定了在５％ＨＣｌ溶液中添加不同含量的Ｆｅ＾３＋时体系渗氢水平（渗氢电流）的变化；采用慢应变速率拉伸（ＳＳＲＴ）试验研究了Ａ３钢在５％ＨＣｌ＋Ｆｅ＾３＋溶液中于阴、阳极极化电位下的脆断敏感性及其断裂机制。结果表明，随着溶液中Ｆｅ＾３＋含量的增加，渗氢水平逐渐下降；Ａ３钢在溶液中的脆性系数（Ｆ％）随Ｆｅ＾３＋含量变化曲线上出现一个极小值；在含０．０１％Ｆｅ＾３＋的盐酸溶液     

A508-3核电大锻件用钢连续冷却贝氏体的相变塑性

用Gleeble-3500热模拟试验机研究了A508-3钢在单轴压应力下的连续贝氏体相变诱发的相变塑性.借助于从膨胀曲线分离相变塑性应变的数据处理方法,获得了压应力对贝氏体相变塑性的影响规律.结果表明:基于Greenwood-Johnson模型的贝氏体相变塑性参数K随着外加压应力的增大而增大,并且相变塑性应变占总应变的比重显著增加.相变塑性应变随贝氏体相变进行逐渐增大,增速先快后慢.     

合金元素对A508-3钢平衡相转变相析出的影响

采用Thermo-Calc热力学软件计算了A508-3钢的热力学平衡相,研究了合金元素对A508-3钢平衡相转变相析出的影响。结果表明,A508-3钢平衡相转变时的析出相为渗碳体、KSI碳化物、M7C3、MoC和Mo2C,其中KSI碳化物是含Mo较多的渗碳体。综合各元素的影响,在平衡态条件下,C为0.19%时,Mn控制在中高限,Mo控制在0.47%～0.49%对力学性能的提高是有利的;C为0.17%时,Mn控制在中高限,Mo控制在0.51%～0.53%是冶炼时较为合适的成分控制范围。     

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。