反应堆压力容器法兰接管锻件的组织与力学性能

对壁厚为534 mm的反应堆压力容器法兰接管段锻件截面的5个不同部位取样进行室温、350℃高温拉伸和冲击试验。试验结果表明,厚截面锻件呈现出显著的尺寸效应,从表面到中心部位,强度和冲击值均呈下降趋势,表面和中心部位的强度相差近50MPa,而-20℃冲击功相差150 J。利用OM、SEM对锻件截面不同部位的显微组织进行观察,内、外表面为粒状贝氏体和少量马氏体的混合组织,贝氏体铁素体尺寸和碳化物细小。内、外1/4壁厚和中心位置的组织则为全粒状贝氏体,贝氏体组织粗大,碳化物多分布在原奥氏体晶界和贝氏体板条界处。分析认为,法兰接管段锻件在淬火冷却过程中截面厚度不同部位的冷却速度不同,是导致锻件截面厚度组织和力学性能不均匀的主要原因。     

反应堆压力容器用钢的淬透性问题

利用Formastor-FⅡ全自动相变测量装置测试了SA508-3钢和SA508-4N钢的相变点,得出了两种核压力容器用钢的完整CCT曲线,并在试验基础上对SA508-3和SA508-4N钢的淬透性极限问题进行了探讨。结果表明:SA508-4N钢的强度、低温韧性、淬透性极限相比于SA508-3钢有显著提高。随着反应堆压力容器向大型化和一体化方向发展,具有更高强韧性和淬透性的SA508-4N钢将可能逐步替代SA508-3钢而获得工程应用。     

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.     

反应堆压力容器用低合金钢平衡相热力学计算与分析

利用Thermo-calc热力学计算软件对反应堆压力容器用508-3和508-4N低合金钢的热力学平衡相进行计算和比较.结果表明:在ASME规定的回火温度范围内,508-3钢中的平衡相主要为两种M3C型碳化物(渗碳体和ξ-碳化物),508-4N钢中的平衡相为M23 C6型碳化物.根据平衡相在α-铁和γ-铁中的析出驱动力讨论了两种钢中平衡相的析出行为.利用TEM观察实际508-3钢和508-4N钢调质态样品的微观组织,衍射斑标定析出相分别为M3C和M23C6,与热力学计算结果相符合.     

残留元素Sn对压力容器钢力学性能的影响

研究了Sn含量对压力容器钢显微组织的影响及其在钢基体中的存在形式,并采用维氏硬度仪、室温拉伸试验和0℃夏比冲击实验等分析了不同Sn含量对压力容器钢力学性能的影响.结果 表明:钢中所含的Sn在晶粒内部和晶界处均存在偏聚现象,另有部分存在于夹杂物中;随着Sn含量的增加,钢中铁素体的平均尺寸先逐渐增大后减小,珠光体的平均尺寸...     

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。     

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.     

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     

基于小冲杆试验技术测定铝合金点焊调质熔核力学性能

为了减少或避免铝合金在电阻点焊时出现气孔、裂纹、咬边、焊缝成形差等缺陷,提高点焊质量,笔者考虑采用加入不同微量合金元素的方法,并试后通过小冲杆试验来检测调质熔核的力学性能。试验证明,该方法是很有效的,通过添加微量元素,熔核的力学性能得到了显著的提高。同时,证实了利用小冲杆试验技术来检测铝合金点焊调质熔核的力学性能这种方法也是可行的。     

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。     

富Cu团簇的析出对RPV模拟钢韧-脆转变温度的影响

将Cu含量高于实际核反应堆压力容器（RPV）钢的模拟钢在880℃水淬后,在660℃进行调质处理,然后在370℃时效不同时间,采用TEM,原子探针层析法（APT）和冲击实验对其进行研究.结果表明,时效1150 h后,富Cu团簇的析出仍处于形核阶段,对韧-脆转变温度（DBTT）没有明显的影响;时效3000 h后,试样中析出了平均尺寸为1.5 nm的富Cu团簇,主要分布在位错线上,数量密度达到4.2×10²²m^-3,DBTT由调质处理后的-100℃升高至-60℃;时效13200 h后,富Cu团簇略有长大,平均尺寸达到2.4 nm,团簇的数量密度与时效3000 h的试样处于相同数量级,DBTT升高至-45℃.采用热时效方法使富Cu团簇析出后,DBTT只提高了55℃,没有中子辐照引起的那样显著,这不仅是因为富Cu团簇的数量密度低,基体中没有中子辐照产生的晶体缺陷也是重要的原因.     

高温热冲击对J75不锈钢力学性能及微观组织的影响

研究了沉淀强化奥氏体不锈钢J75经受不同温度热冲击及一定温度下多次热冲击作用后的力学性能变化规律,并探索了性能损伤机理。研究结果表明,在作用时间为1s的情况下,温度低于610℃,单次或多次热冲击对合金的力学性能无明显损伤;温度高于750℃,热冲击明显影响合金的力学性能,强度和延伸率都随热冲击次数增加明显降低。显微分析表明,热冲击温度和热冲击次数的增加,促进了晶粒细化,也使材料的析出相发生了明显的变化。在高于750℃下产生的大量片状η相的析出及γ‘强化相的粗化与不均匀分布,是引起J75不锈钢强度和延伸率显著 下降的主要原因。     

利用APT对RPV模拟钢中富Cu原子团簇析出的研究

提高了Cu含量的核反应堆压力容器（RPV）模拟钢经过880℃水淬和660℃调质处理,在370℃时效不同时间后,利用原子探针层析技术（APT）进行分析.结果表明:样品经过1150 h时效后,富Cu团簇正处于析出过程的形核阶段;经过3000和13200 h时效后析出了富Cu团簇,团簇的平均等效直径分别为1.5和2.4 nm,团簇中Cu的平均浓度分别为45%和55%（原子分数）,团簇的数量密度约为4.2×10²²m^-3;样品经过13200 h时效后,α-Fe基体中的Cu含量为（0.15±0.02）%,仍然高于Cu在α-Fe中平衡固溶度的理论计算值,说明这时富Cu团簇的析出过程还没有达到平衡.对渗碳体的分析结果表明,Ni,Si和P偏聚在渗碳体和α-Fe基体的相界面附近,Mn,Mo和S富集在渗碳体中;并没有观察到Cu在相界面上偏聚的现象.     

利用APT对RPV模拟钢中富Cu原子团簇析出的研究

提高了Cu含量的核反应堆压力容器（RPV）模拟钢经过880℃水淬和660℃调质处理,在370℃时效不同时间后,利用原子探针层析技术（APT）进行分析.结果表明:样品经过1150 h时效后,富Cu团簇正处于析出过程的形核阶段;经过3000和13200 h时效后析出了富Cu团簇,团簇的平均等效直径分别为1.5和2.4 nm,团簇中Cu的平均浓度分别为45%和55%（原子分数）,团簇的数量密度约为4.2×10²²m^-3;样品经过13200 h时效后,α-Re基体中的Cu含量为（0.15±0.02）%,仍然高于Cu在α-Fe中平衡固溶度的理论计算值,说明这时富Cu团簇的析出过程还没有达到平衡.对渗碳体的分析结果表明,Ni,Si和P偏聚在渗碳体和α-Fe基体的相界面附近,Mn,Mo和S富集在渗碳体中;并没有观察到Cu在相界面上偏聚的现象.     

RPV模拟钢中纳米富Cu相的析出和结构演化研究

提高了Cu含量的核反应堆压力容器(RPV)模拟钢经过880℃水淬和660℃调质处理后,在370℃时效6000 h,利用HRTEM,EDS和原子探针层析(APT)方法研究了纳米富Cu相的析出过程和晶体结构演化.观察到Cu原子在α-Fe基体的{110}晶面上以3层为周期发生偏聚,并产生了很大的内应力使晶格发生畸变,这是富Cu相析出时的形核过程;随着Cu含量的增加和富Cu区的扩大,内应力也随着增大,富Cu区沿着α-Fe基体的{110}晶面发生切变,形成了ABC/BCA/CAB/ABC排列的多孪晶9R结构;Cu含量继续增加,富Cu相最终转变为fcc结构.富Cu相的尺寸在1-8nm范围内,数量密度为0.71×10~(23)m~(-3).富Cu相中还含有3%- 8%(质量分数)的Ni和Mn.并且在相界面上发生偏聚,从而抑制了富Cu相的长大.     

N对TWIP钢马氏体相变及力学性能的影响

以传统TWIP钢为对比,测试了含N TWIP钢的力学性能,并利用XRD进行物相分析和TEM进行做观结构表征.结果表明,在由fcc或hcp结构向bcc结构马氏体进行相变时,晶体结构中的最大间隙由0.1047 nm降低至0.0725 nm.间隙原子N的存在显著增大bcc结构的晶格畸变能,提高α马氏体切变的阻力,因而强烈抑制α马氏体相变,导致组织中hcp结构ε相含量大幅度增加,提高了TWIP钢的强度,但也降低了钢的塑性.另外,奥氏体平均和区域层错几率的计算及微观组织分析结果表明,形变增加层错的数量,而马氏体相变消耗层错,从而减少层错数量.     

界面扩散对316L—20钢复合线机械性能的影响

研究了316L—20钢复合线的扩散层及机械性能结果表明,在不锈钢敏化温区长时间保温时,在界面进行的互扩散形成碳化铬富集的扩散层,使复合线机械性能降低.     

回火温度对Cr-Mo-V系高强度钢力学性能的影响

回火温度对Cr-Mo-V系高强度钢力学性能的影响并非单调变化，在低于500℃时，随着回火温度的升高，实验钢的硬度，强度和应变硬化指数降低，塑性和韧性提高，在500-630℃的温度范围内，由于二次硬化效应，实验钢的硬度，强度和韧性变化不大，对单轴拉伸实验过程的能量分析表明，在450℃附近回火时有一能量低谷，而在585℃附近回火时有一能量高峰。在单轴拉伸状态下，断裂受裂纹扩展控制。     

控轧控冷工艺对X60管线钢组织及力学性能的影响

探讨了控轧控冷工艺参数对X60管线钢组织和力学性能的影响,分析得出了控轧控冷工艺参数与力学性能关系的回归方程：σn=0.5075ts-0.2387tf-0.3242tc 1.9163vc 324.8287,δ5=-0.0071ts-0.0976tc 0.3162vc 123.97,给出了一种较佳的工艺制度,微观结构分析表明,针状铁素体为主的混合组织,有较高的屈服强度和良好的韧性。     

淬火温度对550 MPa级厚钢板显微组织和力学性能的影响

为了提高高强厚钢板低温韧性,对550 MPa级厚钢板进行了730-910℃淬火和600℃回火的热处理,研究不同淬火温度对其组织及力学性能的影响.实验结果表明:在亚温区淬火后回火,随淬火温度升高,试样强度和韧性均表现为先降低后升高,淬火温度升高到完全奥氏体区,试样强度进一步升高,但韧性降低.760℃亚温淬火后回火,试样组织为粗大的多边形铁素体,大量呈长条状、针状M/A组元断续分布在铁素体基体和晶界上,严重恶化韧性,力学性能最差.相比完全奥氏体化淬火后回火,850℃亚温淬火后回火,试样具有最佳强韧配合,这是由于组织细化,铁素体的出现增加了大角晶界比例,以及存在大量均匀位错胞状亚结构和稳定薄膜状残余奥氏体引起的.