钛合金TA16弹塑性修正因子数值分析方法研究

本文对核级规范提供的奥氏体不锈钢材料的弹塑性修正因子(KE)的各种敏感因素进行数值验算,确定了不锈钢材料Z2CND18.12(控氮)简化弹塑性疲劳分析所需KE与规范限值之间最小保守裕量为12%。基于钛合金TA16的单轴拉伸、应变循环和应力循环试验,确立了TA16在30℃和350℃的Chaboche本构模型参数。基于TA16的本构模型参数,对TA16开展各种敏感因素下的弹塑性分析,并参考奥氏体不锈钢的KE表达式和Z2CND18.12(控氮)的KE最小保守裕量迭代计算出TA16的相关系数。TA16的相关系数A、B、C、m、n分别为1.37、1.26、1.37、2.0和0.25。     

钛合金材料弹塑性修正因子研究

对核级设备的疲劳分析计算通常是采用美国工程师机械学会(ASME)或法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的简化弹塑性疲劳分析方法。进行简化的弹塑性疲劳分析需要确定弹塑性修正因子(Ke)及其相关参数。规范给出了核级设备常用材料的Ke基于大量试验数据拟合的经验公式及其相关系数。但目前,规范并没有提供钛合金材料的这些相关数据。由于试验获取钛合金材料Ke需要耗费大量时间和物力,因此,通过数值分析方法获取钛合金材料的Ke,并验证核级设备常用材料规范提供的经验公式是数值分析方法获取Ke的包络值,同时确定包络的最小保守裕量。以此为依据,确定钛合金材料Ke的表达式及其相关系数,以满足钛合金TA17的简化弹塑性疲劳分析要求。     

钛合金材料弹塑性修正因子研究

对核级设备的疲劳分析计算通常是采用美国工程师机械学会(ASME)或法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的简化弹塑性疲劳分析方法。进行简化的弹塑性疲劳分析需要确定弹塑性修正因子(Ke)及其相关参数。规范给出了核级设备常用材料的Ke基于大量试验数据拟合的经验公式及其相关系数。但目前,规范并没有提供钛合金材料的这些相关数据。由于试验获取钛合金材料Ke需要耗费大量时间和物力,因此,通过数值分析方法获取钛合金材料的Ke,并验证核级设备常用材料规范提供的经验公式是数值分析方法获取Ke的包络值,同时确定包络的最小保守裕量。以此为依据,确定钛合金材料Ke的表达式及其相关系数,以满足钛合金TA17的简化弹塑性疲劳分析要求。     

不锈钢管道抗冲击分析应力折减因子研究

为分析不锈钢管道抗冲击弹塑性设计时应力折减因子的保守裕量,采用自重、内压以及冲击载荷,并运用不同的载荷放大因子及线弹性和弹塑性两种计算方法,分别得到了3种载荷独立作用下不锈钢管道的名义弹性应力和实际塑性应变。通过比较分析结果,发现规范中对冲击载荷引起的应力折减因子取为0.25较为保守,提出冲击载荷的应力折减因子取0.2既能满足规范保守性要求又能降低评定标准的过度保守性。     

核电仪表罐焊接工艺研究

在防城港核电厂二期工程3、4号机组中,部分产品选用了控氮奥氏体不锈钢作为仪表罐的主体材料,仪表罐需要按RCC-M 2007版标准进行制造.本文对控氮奥氏体不锈钢焊接的相关问题进行了总结,经过一系列的焊接工艺评定和焊接性试验,解决了诸多焊接方面的难题,同时收获了应用RCC-M 2007版S篇标准的一些心得.     

国产304NG控氮不锈钢应用性能研究

通过向奥氏体不锈钢中加入适量的氮和降低碳含量,可以提高钢的强度,改善钢的耐腐蚀性能,而基本上不影响钢的塑性和韧性.本文对核工程用304NG控氮不锈钢的应用性能进行了研究,包括材料的基本特性和应力腐蚀、均匀腐蚀等性能.结果表明,国产304NG控氮不锈钢的综合性能满足核工程需求,与国外同类产品处于同一水平.     

304不锈钢高温非比例多轴应变循环变形行为研究

为了对材料的高温应变循环变形行为进行精确的本构描述,在350℃和700℃下,对304不锈钢在不同加载路径下的单轴和非比例多轴应变循环变形行为进行了实验研究.讨论了材料在不同加载路径及不同工况下的循环硬化特性.研究表明:304不锈钢的高温非比例多轴应变循环变形行为具有明显的温度依赖性和路径依赖性.研究结果为后续循环本构模型的建立提供了实验基础.     

SCWR候选不锈钢的高周疲劳行为研究

采用旋转弯曲的加载方式对奥氏体不锈钢347、316Ti、310进行疲劳试验。试验环境为室温下空气中和550℃空气中。对疲劳断口进行扫描电镜(SEM)分析,根据试验数据绘制材料的应力-循环(S-N)曲线。结果表明,3种不锈钢疲劳极限大小顺序为347<316Ti<310,与静强度顺序一致;高温会加速试样的氧化,降低材料的疲劳寿命,347不锈钢的下降趋势最大,对温度最敏感;疲劳极限试验与经验公式计算值的比较表明,3种不锈钢具有较好的抗高周疲劳性能;疲劳过程为裂纹源产生、扩展和断裂,疲劳条带宽度在1μm左右的量级,最后断裂区具有韧窝特征,347不锈钢的韧窝中分布着数量较多的大小孔洞。     

316LN奥氏体不锈钢焊缝低温热老化行为研究

在压水堆核电厂中,主管道奥氏体不锈钢焊缝长期在其热老化敏感温度(280~325℃)下运行,为了研究主管道奥氏体不锈钢焊缝在核电厂运行温度下的热老化性能,开展了铁素体含量为10.7%的316LN不锈钢主管道焊缝在325、365、400℃下的低温热老化行为研究。结果表明:经6000 h热老化后,焊缝中铁素体相和奥氏体相中的主要元素含量没有发生明显变化,焊缝显微硬度快速增加但奥氏体相显微硬度没有发生变化,焊缝冲击功显著下降、拉伸性能变化较小。     

SCWR候选不锈钢的低周疲劳性能研究

采用MTS材料试验机研究316Ti、347和HR3C奥氏体不锈钢在650℃和室温下±0.5%应变幅的低周疲劳性能,并采用扫描电镜对试验后样品进行断口分析。结果表明,347和HR3C不锈钢在室温下疲劳寿命较高,347不锈钢在650℃疲劳寿命也较高。3种材料在两种温度下的弹性变形量均在0.1%～0.15%之间,且滞后回线面积变化不大,这表明弹性变形量与疲劳寿命高低无直接联系。3种材料在两种温度下呈现出不同的循环硬化/饱和行为,316Ti不锈钢的650℃峰值应力与室温峰值应力无明显变化,而HR3C和347不锈钢的差别较大,但316Ti不锈钢的650℃循环硬化效应显著,347不锈钢的硬化效应较低。在650℃低周疲劳试验后,347不锈钢样品断口表面的疲劳条带间距仅为1.87μm,而对于316Ti和HR3C不锈钢则分别达到4.67μm和3.0μm,进一步表明347不锈钢在650℃的疲劳寿命最高。     

碳钢对核主泵用奥氏体不锈钢的污染研究

奥氏体不锈钢在加工、运输和装配过程中如果与碳钢直接接触,就会被碳钢污染,而导致奥氏体不锈钢耐蚀性能的改变。众所周知,核主泵用奥氏体不锈钢对耐蚀性有着非常严格的要求,本文以Z2CN18-10核主泵用奥氏体不锈钢为例,通过FeCl3腐蚀试验和电化学方法测试了被碳钢污染后其耐腐蚀性能的变化。试验结果表明:附着在不锈钢表面的碳钢对其长期总体腐蚀速率影响不大;嵌入式的碳钢颗粒会显著降低奥氏体不锈钢的点蚀电位,增大发生点蚀的倾向;硝酸钝化可部分抵消被污染不锈钢点蚀电位的降低,但该值仍远低于同样经过硝酸钝化,而未被污染的不锈钢的点蚀电位。此外,还针对碳钢污染对核电站辐射场的影响和对燃料包壳热传导效率的影响进行了讨论。     

应变幅对国产锻造奥氏体不锈钢环境疲劳寿命影响的试验研究

为验证模拟压水堆核电站冷却剂服役环境对国产锻造主管道用奥氏体不锈钢疲劳寿命的影响,采用高温高压循环水疲劳测试系统对从产品锻件取样加工后的标准试样进行了低周疲劳试验,分析了试验数据与美国机械工程师学会(American Society of Mechanical Engineers,ASME)规范平均/设计疲劳曲线的关系,获得了应变幅对奥氏体不锈钢环境疲劳寿命的影响规律,并初步评价了ASME规范设计疲劳曲线和环境疲劳修正系数的适合性。     

中国实验快堆奥氏体不锈钢焊接件与钠蒸气的相容性

在400℃高温钠蒸气介质中,对俄罗斯进口的08X16H11M3奥氏体不锈钢中间热交换器与国产304奥氏体不锈钢支撑的焊接件进行了3000h的相容性模拟试验研究。结果表明：在本试验条件下,焊接试样的腐蚀速率很低,其等级为完全耐蚀;与钠蒸气接触的试样焊接区及热影响区表面均未观察到晶间腐蚀;在试验后试样的焊接区和热影响区表面,所有试样均未观察到Na的渗入;在国产304不锈钢热影响区的个别表面位置虽有1～2μm深的晶界小喇叭口出现,但其成分未出现异常;在试验过程中,国产304不锈钢表面出现明显的组分元素溶解扩散,但对材料基体的组织及力学性能未产生明显影响,试验后试样的抗拉强度、屈服强度和延伸率与试验前相比无明显差别,断口形貌与试验前一样仍呈韧性断裂特征。     

压水堆条件下锌对奥氏体不锈钢腐蚀性能的影响

模拟压水堆一回路冷却剂环境,对316和304奥氏体不锈钢在不加锌和加锌浓度为50ppb的315℃溶液中进行了两组500h腐蚀实验。结果表明,锌能有效地降低两种材料的均匀腐蚀速率,加锌后表面氧化膜厚度变薄,氧化膜形貌和成分也有明显改变,304不锈钢表面有大量针状腐蚀产物出现。     

Ti-5%Ta钛合金在乏燃料模拟溶解液中的腐蚀行为

000Cr25Ni20超低碳奥氏体不锈钢目前作为乏燃料后处理中溶解器设备的材料，在后处理的溶解工况下腐蚀严重．本文通过均匀腐蚀模拟试验对Ti-5％Ta钛合金和000Cr25Ni20奥氏体不锈钢在动力堆乏燃料模拟溶解液中的均匀腐蚀行为进行了研究：研究发现Ti-5％Ta钛合金的抗腐蚀性能远优于000Cr25Ni20奥氏体不锈钢。原因是Ti-5％Ta钛合金试样的表面形成了致密的氧化膜，阻止了腐蚀的进一步发展，而在000Cr25Ni20奥氏体不锈钢试样的表面未发现氧化膜的存在。     

High corrosion resistant Ti-5%Ta-1.8%Nb alloy for fuel reprocessing application

The conventional low carbon austenitic stainless steels display good corrosion resistance behaviour in nitric acid media. However, they are sensitive to intergranular corrosion in boiling nitric acid media in the presence of oxidizing ions like hexavalent chromium, tetravalent iron and hexavalent plutonium. The Ti-5%Ta-1.8%Nb alloy was evaluated as a candidate material for such applications of nuclear fuel reprocessing. Extensive tests were carried out to establish the superior corrosion properties in comparison to the conventional stainless steel or nitric acid grade stainless steel. The fabricability of this new alloy to various shapes like rod, sheet, wire and its weldability, which is required for making vessels, was found to be good.     

氧化还原法去污对核电站上充泵安全影响的试验研究

研究化学法去污过程中对核电站上充泵腐蚀量的影响。以马氏体不锈钢和奥氏体不锈钢为研究对象,分别进行氧化过程和还原过程中溶液浓度、反应温度、时间对腐蚀量的影响试验;之后进行了氧化还原全过程对两种不锈钢材料的腐蚀量影响试验;最后,对某核电站上充泵进行了实操去污工作。试验结果表明:在超声作用下,使用0.25%高锰酸钾+0.25%氢氧化钠混合溶液作为氧化剂、70 ℃反应4 h,然后再使用0.25%草酸+0.25%柠檬酸混合溶液作为还原剂、70 ℃反应2 h,马氏体不锈钢和奥氏体不锈钢样品表面主要为均匀腐蚀,平均腐蚀量小于1.5 g/m²,腐蚀量满足相关标准要求,同时可有效去除上充泵表面的放射性物质。该配方和工艺流程可推广应用于核电站上充泵的去污工作。     

Z3CN20.09M奥氏体不锈钢热老化冲击性能试验研究

采用GB/T19748-2005钢材夏比V型缺口摆锤冲击试验仪器化试验方法,对压水堆核电厂用离心铸造Z3CN20.09M奥氏体不锈钢主管道样品进行了实验室热老化的冲击性能研究。冲击试验数据的统计分析表明,热老化对Fiu/Fm比值不产生影响,而对冲击载荷有显著影响,对冲击能量的影响则更为显著。透射电子显微分析表明,热老化导致铁素体中出现沉淀物,并引发了奥氏体中位错组态的改变。与热老化时间lg t之间也满足线性关系。     

304奥氏体不锈钢在不同浓度硝酸中的电化学行为

采用动电位极化曲线测量、开路电位测量等技术,研究了304奥氏体不锈钢在不同浓度硝酸溶液中的电化学腐蚀行为,并对304奥氏体不锈钢在硝酸溶液中的电化学反应历程进行了探讨。结果表明：304奥氏体不锈钢在硝酸溶液中具备不锈钢典型的极化曲线特征,有多个钝化区和过钝化区;硝酸浓度升高促进不锈钢表面钝化膜的生成,使开路电位向正电位方向移动,降低了硝酸溶液对不锈钢的腐蚀倾向,同时,随着硝酸浓度的升高,不锈钢的点蚀电位升高,提高了不锈钢耐点蚀能力;在硝酸溶液中,不锈钢的腐蚀速率同时受到酸度和硝酸根浓度的影响,二者相互矛盾,导致硝酸浓度对腐蚀速率的影响呈不规律性。结果表明,在0.5 mol/L硝酸中,不锈钢的腐蚀速率最高。