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相似文献
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1.
结合ASME焊接标准和先进压水堆钢制安全壳设计技术要求,对某大型先进压水堆核电站钢制安全壳用SA738 Gr.B钢板进行了热处理工艺条件下和非热处理条件下的焊接工艺性能试验研究。试验证明,采用的焊材、焊接工艺参数及焊后热处理工艺能够满足SA738 Gr.B钢板的焊接成型技术要求。  相似文献   

2.
SA738Gr.B是低合金高强度钢,首次应用于AP1000核电钢制安全壳,研究采用ER90S-G专用焊丝80%Ar+20%CO_2气体保护焊进行接头性能试验。试验结果表明,热输入量在1.2~2.0 kJ/mm范围内焊接接头的拉伸和冲击性能均满足安全壳的技术要求,焊缝组织以细小均匀针状铁索体为主、热影响区以贝氏体为主;焊后600℃,保温10 h热处理对接头的微观组织及力学性能的影响不大。  相似文献   

3.
针对强度下限为655 MPa的改进新型SA738 Gr.B钢,采用自主研制的PP-H10Mn2Ni2Mo焊丝、PP-SAFB1-01QR焊剂,利用埋弧焊进行横焊对接工艺试验,按照核电钢制安全壳规范要求,通过拉伸试验、弯曲试验、冲击试验、观察接头宏观和微观组织,分析接头的组织和力学性能,结果表明:接头的室温抗拉强度均大于母材最低抗拉强度值,断裂模式为韧性断裂;在-29℃条件下焊缝区冲击吸收功平均值为108 J,热影响区冲击吸收功平均值为63 J;在低温条件下接头保持了良好的韧性。接头的各项指标满足核电技术要求,证明研发的焊接材料、焊接工艺适合改进新型SA738 Gr.B钢的焊接。  相似文献   

4.
对AP1000钢制安全壳用钢SA-738Gr.B的焊接性进行了研究,并按某AP1000核电项目钢制安全壳技术要求对SA-738Gr.B厚板进行了焊态和焊后热处理状态下的焊接工艺评定,试验结果表明,各项技术指标均满足要求,证明所选用的焊接方法、焊接材料、焊接及热处理工艺正确合理。  相似文献   

5.
核电站钢安全壳SA738Gr.B钢SH-CCT曲线的测定及分析   总被引:1,自引:0,他引:1  
基于焊接热模拟技术,采用膨胀法利用Gleeble-3500热模拟机对核电站钢安全壳SA738Gr.B钢的焊接热影响区连续冷却转变(SH-CCT)曲线进行了测绘,并结合其金相组织及维氏硬度等进行了分析研究。本研究为SA738Gr.B钢焊接工艺的正确制定提供了依据。  相似文献   

6.
《电焊机》2015,(9)
采用自动熔化极气体保护焊(GMAW)对SA738Gr.B钢进行焊接,对比未热处理和热处理两种状态下试件的力学性能。通过显微组织观察、拉伸试验、冲击试验、弯曲试验等常规性能检测方法分析自动焊接热处理后焊缝性能的变化。结果表明,自动焊接满足设计要求的各项性能指标,焊后热处理对焊缝力学性能有一定影响,性能同样满足设计要求。  相似文献   

7.
进行了钢安全壳用SA-738 Gr.B钢板力学性能和组织的分析。对SA-738 Gr.B钢板进行了拉伸试验、夏比冲击试验和落锤试验,并获得了大量力学性能数据。经过数据分析,得到了钢板调质态和模拟焊后热处理态,钢板横向和纵向,以及钢板表面、1/4板厚处和1/2板厚处的各项力学性能差异。通过光学显微镜和扫描电镜观察,获得了SA-738 Gr.B钢板的微观组织。结果表明:SA-738 Gr.B钢板具有良好的强度和韧性,可满足一定范围内的核电钢安全壳设计需要。  相似文献   

8.
采用国产和进口两种焊条,在不同焊接规范参数下焊接核电站安全壳用SA738Gr.B钢。对比和分析两种焊条焊缝金属抗拉强度和冲击功的变化规律,并探讨了焊缝金属的低温冲击值稳定性。结果表明,手工电弧焊焊接SA738Gr.B钢,该国国产焊条在焊接电流为120~140A,焊后热处理工艺为593~620℃×10 h的实际工程应用条件下,能满足ASME相关规范和设计要求,完全可运用于实际焊接工程。  相似文献   

9.
采用D厂家和B厂家提供的ER90S-G实心焊丝,在相同的焊接条件下分别焊接核电站钢制安全壳用SA738Gr.B高强韧钢,对比研究不同厂家ER90S-G焊丝的焊接工艺性能和熔敷金属力学性能。结果表明,D厂家焊丝易形成窄而高的焊道,焊道表面焊渣较多,且不易清理,焊丝的焊接工艺性能有待改善。B厂家焊丝熔敷金属抗拉强度超过设计值上限,D厂家焊丝熔敷金属力学性能均满足设计要求,但从与母材匹配角度考虑,D厂家可适当降低熔敷金属强度,提高熔敷金属冲击韧性。本研究为核电站钢制安全壳用ER90S-G焊丝的选择与优化提供了试验依据。  相似文献   

10.
介绍了焊接工艺评定标准、焊接试样的制备及试验方法。通过焊条电弧立焊工艺试验验证SA-738Gr.B钢的焊接工艺是否满足标准要求。对焊接试样进行了无损检测、力学性能试验、宏微观形貌观察及化学成分分析。结果表明,采用拟定的工艺参数焊接的接头各项性能能够满足标准要求。  相似文献   

11.
采用热膨胀的方法测定了钢制安全壳用钢SA738Gr.B在不同冷却速度下的组织转变,采用GLEEBLE-2000试验机模拟分析了焊接参数对热影响区组织及冲击韧性的影响,进行了实际焊接,验证了与实际组织的相一致性.结果表明,随冷却速度的降低,SA738Gr.B钢板先后发生贝氏体转变、先共析铁素体析出及先共析铁素体+珠光体组织的转变.多层多道焊时,实际热影响区组织以混合组织为主,其基体组织基本符合同冷却速度条件下的热模拟组织,具有较高的抗裂性能.研究结果对生产实践具有较好的参考和指导作用.  相似文献   

12.
CAP1400项目用钢制安全壳采用的是SA-738 Gr.B,筒体段壁厚为52 mm。ASME BPVC Section 3Division 1 Subsection NE-2007标准规定SA-738 Gr.B板材免除焊后热处理的最大壁厚为44 mm。焊后热处理的问题主要是现场电功率不足、施工难度和风险大。本文进行了52、44 mm SA-738 Gr.B钢板交货态的力学性能对比及52mm对接接头焊态、焊后热处理态的对比。试验结果表明,52、44 mm厚母材交货态的力学性能相当,52 mm厚SA-738 Gr.B母材焊后热处理前后的断裂韧性相当。焊后热处理后焊接接头的力学性能降低,对52 mm厚板材手工电弧焊接接头免除焊后热处理是可行的。  相似文献   

13.
以核电站钢制安全壳现场拼装焊接为例,介绍了某核电站钢制安全壳的组成,SA738Gr.B材料的焊接特点,施工难点,焊接工艺,控制焊接变形的常用方法等;结合钢制安全壳的结构特点,分析钢制安全壳拼装焊接过程中焊接变形的原因,并以钢制安全壳的底封头拼装焊接为例,从坡口设计、坡口组对间隙、错边量、定位焊、焊接工艺等方面阐述控制底封头焊接变形的措施,实践结果表明,拟定的焊接变形措施可行,为后续核电站钢制安全壳现场拼装焊接变形控制提供参考。  相似文献   

14.
以CAP1400核电站钢制安全壳SA738 Gr.B对接焊缝为研究对象,采用超声波冲击处理(UIT)设备,对焊缝热影响区分别进行了不同工艺参数下的超声波冲击处理,研究分析不同的冲击工艺参数对SA738 Gr.B钢焊接接头残余应力和显微硬度的影响规律。研究结果表明,超声波冲击通过宏观塑性变形及细化晶粒并引发微观位错运动和增殖,消除了表面的残余拉应力,同时对表面硬度产生强化作用。试验发现SA738 Gr.B材料的应力消除率和显微硬度随超声波冲击电流和冲击时间的增加而上升的过程中存在临界值,当冲击时间≥240 s,冲击电流≥2.1 A时达到临界饱和,应力消除率高达145%,显微硬度强化31.9%。  相似文献   

15.
文中研究了在核电站钢制安全壳SA738 Gr.B模拟件焊接过程中,自动熔化极气体保护电弧焊(GMAW)与焊条电弧焊(SMAW)纵向搭接接头裂纹的产生原因,重点讨论了搭接接头的热影响区粗晶区的显微组织与力学性能。为了对裂纹发源位置进行定位,首先采用相控阵超声检测技术(PAUT)对裂纹进行测量,反演裂纹发源位置,然后对裂纹发源位置自动GMAW和SMAW焊缝热影响区粗晶区进行光学显微镜(OM)和电子背散射衍射(EBSD)显微组织观察,并进行显微硬度、室温拉伸和室温冲击等力学性能试验。试验结果表明,不同焊接方法导致搭接接头热影响区粗晶区的显微组织与力学性能存在差异,残余应力作用下的力学性能失配导致搭接接头裂纹产生。  相似文献   

16.
文中对SA335 P91与SA106 Gr.B异种钢采用P91钢配套的焊接材料进行焊接,采用P91钢的热处理工艺进行热处理,对焊接接头进行力学性能测试和显微组织观察,试验结果满足标准要求,并对试验结果进行了分析,能够为SA335 P91与SA106 Gr.B异种钢焊接提供一定的借鉴。  相似文献   

17.
邓想  公永建 《焊接技术》2012,41(4):28-29
在分析SA516Gr.70钢的化学成分、力学性能和焊接性的基础上,对SA516Gr.70钢焊接接头进行了常温拉伸、弯曲和夏比冲击试验.试验结果表明,焊条电孤焊和埋弧焊采用合理的焊接工艺规范时,所得到焊缝的性能都能满足实际需要.  相似文献   

18.
针对钢制安全壳用SA738Gr.B高强钢摆动电弧MAG自动焊,研究了电弧摆动过程中摆动幅度、摆动速度、两侧停留时间对焊缝成形的影响。结果表明,在单一变量条件下,焊缝熔宽随摆动幅度增加而增加,焊缝熔深、余高随摆动幅度增加而减小。焊缝熔深、熔宽、余高均分别随摆动速度、两侧停留时间的增加而增加。摆动参数通过影响实际焊接速度来影响焊缝成形。本研究为钢制安全壳摆动电弧MAG自动焊工艺摆动参数的选择及工程应用过程中摆动参数的调整提供指导和依据。  相似文献   

19.
EAM336-F12是基于核电主蒸汽管道用ASME SA336 Gr.F12锻件标准、采用电熔增材技术制造的新型材料,为掌握该材料的焊接工艺性能开展了相关研究。通过碳当量分析法分析该材料的淬硬倾向及冷裂纹敏感性,确定了焊前预热温度,并分别在焊态和焊后热处理态下对焊接接头进行拉伸、弯曲、冲击的力学性能试验,金相检验和化学分析试验。试验结果均满足ASME SA336 Gr.F12要求,表明该材料具有良好的焊接性。  相似文献   

20.
《铸造技术》2015,(2):356-358
通过研究核电站用SA738Gr.B钢的热处理工艺,分析试样的显微组织和力学性能,确定核电站用SA738Gr.B钢的最佳热处理工艺。结果表明,SA738Gr.B钢的最佳热处理工艺是920℃淬火,保温30 min,之后在630℃下回火,保温60 min。  相似文献   

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