不锈钢堆焊层的晶间腐蚀

对反应堆压力容器的奥氏体不锈钢堆焊层所产生的晶间腐蚀现象作了研究。在很低的含碳量情况下堆焊层仍有产生晶间腐蚀的可能,其原因是显微组织中铁素体数量太少,确定了引起这种组织的工艺因素是焊后冷却速度过慢。还讨论了马氏体对晶间腐蚀的影响及富铬碳化物析出时的取向关系。     

焊后热处理对SA517 Gr.F焊接接头力学性能与组织的影响

为更好地掌握焊后热处理（PWHT）对SA517 Gr.F调质钢焊接接头性能的影响,对SA517 Gr.F调质钢手工电弧焊（SMAW）焊接接头进行了焊态（AW）与PWHT试样力学性能和组织分布特征的对比分析研究。分析结果表明:PWHT与AW相比,焊接接头室温拉伸和360℃高温拉伸的抗拉强度均有所下降;焊缝和热影响区（HAZ）峰值硬度降低。PWHT降低了焊接接头的残余应力,但未能改善焊缝和HAZ的冲击性能。建议对于SA517 Gr.F调质钢若满足ASME规范案例N-71-18条件,可免除焊后热处理。      

加热温度和热处理对316LN不锈钢力学性能与超声波探伤的影响研究

利用铁素体测试仪研究了316LN不锈钢在不同加热温度和冷却速度下的铁素体析出规律,试验结果表明,加热温度在1280℃以下无铁素体析出,冷却速度在20℃/h以上,无铁素体析出。基于理化检测并结合热处理工艺试验,分析了316LN不锈钢锻件超声波探伤无底波的原因和改善途径,结果表明,造成锻件超声波探伤无底波的原因是严重的混晶,而通过热处理可以减小晶粒尺寸差距,从而提高超声波可探性。不同固溶温度处理后试样常温、高温力学性能以及晶间腐蚀性能试验结果表明,晶粒度级别在4.0级到1.0级之间变化时,316LN不锈钢的力学性能波动较小,晶间腐蚀性能满足要求。相同固溶温度处理时,热处理次数的变化对晶粒尺寸、力学性能的影响较小,晶间腐蚀性能也满足标准要求。     

试样重组技术应用现状分析

详细介绍了国内外已有的试样重组案例,归纳了电弧焊、电子束焊、激光焊、表面激活焊的工艺流程及特点,对比分析了各焊接方法的优劣势。列举了重组过程中及重组后试样的质量证明方法。介绍试样重组技术在核电工程中的应用,分析了国内开展此项业务的现有条件、与国际先进水平的差距及努力提升的方向。分析表明:电弧焊、电子束焊试样重组应用最为广泛,激光焊适合于各种类型试样的重组。     

焊后热处理对16MND5钢焊接组织结构与残余应力的影响

16MND5钢广泛应用于核岛承压容器构件,其焊接接头不可避免地会引入高的残余应力,而焊后热处理可有效消减焊接残余应力以克服应力腐蚀裂纹的影响。本工作利用轮廓法和中子衍射技术研究了焊后热处理对16MND5钢焊接残余应力的影响。结果表明,轮廓法与中子衍射测试结果在趋势和数值上取得了较好的一致性,焊后热处理使焊接态的残余应力峰值从约420 MPa降低至约210 MPa。同时,利用金相法和SEM研究了焊后热处理对焊缝区域组织结构的影响。结果表明,焊后热处理主要表现为贝氏体和少量自回火马氏体的焊缝中心组织转变为回火贝氏体和回火马氏体,热处理后的焊缝区晶粒明显长大。     

α粒子径迹法研究硼对压力容器用Mn-Mo-Nb型钢SR裂纹形成的影响

在用高强钢制造大型压力容器的过程中,焊后必须进行热处理以消除应力。一些研究指出,钢中硼及硼化物的析出和聚集以及在焊接接头区域的分布状态会直接影响SR裂纹的敏感性。本文采用α粒子径迹照像技术研究了含硼Mn-Mo-Nb钢中几种热处理规范下,硼在焊接接头区的分布及其对SR裂纹敏感性的影响。 1.材料和方法 试验用材料为含硼40ppm、厚度为28mm的Mn-Mo-Nb钢板。焊后进行了不同的后热处理及600℃2小时消除应力处理。SR裂纹敏感性试验采用Y型坡口拘束抗     

蒸汽发生器690合金传热管的耐晶间腐蚀性能研究

采用标准GB/T 15260—1994的方法,对国产及进口的蒸汽发生器690合金传热管进行沸腾硝酸(HNO_3)溶液和沸腾硫酸-硫酸铁[H_2SO_4-Fe_2(SO_4)_3]溶液的晶间腐蚀试验,获得了其晶间腐蚀速率(V)数据和试验后试样的微观形貌。结果表明:国产690合金具有良好的耐晶间腐蚀性能;总体来说,国产690合金的耐晶间腐蚀性能优于进口材料。     

核反应堆堆内构件焊接工艺评定

核反应堆堆内构件、零部件及焊缝、焊点较多,存在焊接接头型式、母材及其厚度、焊接工艺方法、焊接位置和方向等的不同,导致焊接工艺评定的复杂性。文章介绍了焊接工艺评定的一般变素、堆内构件焊缝分布及堆内构件的焊接工艺评定。并针对RCC-M规范、ASME规范及国内相关标准对焊接工艺评定要求的差异,结合堆内构件焊接工艺评定过程中尺寸稳定化处理、焊接接头的横向拉伸试样、手工焊与自动焊的定义、破坏性试验的复验要求等方面的争议,提出了个人的理解和认识。     

热处理对690合金腐蚀性能影响的实验研究

采用适合高Ｃｒ含量合金的晶间腐蚀试验方法（沸腾６５％ＨＮＯ。＋０．１％ＨＦ溶夜浸渍试验）和在３１６℃、５０％ＮａＯＨ溶液中的慢应变速率试验（ＳＳＲＴ）．研究了热处理对６９０合金晶间腐蚀和碱应力腐蚀性能的影响．热处理包括不同固溶温度（９５０－１１５０℃）及特殊热处理（Ｔ．Ｔ７１５℃）时不同保持时间（２～３０ｈ），根据试验结果．推荐６９Ｏ合金的热处理条件是；固溶温度应＜１１００℃，在７１５℃特殊热处理保持时间１５ｈ。     

反应堆压力容器法兰密封面材料的性能研究

采用手工惰性气体钨极保护焊(TIG焊)制备反应堆压力容器密封面材料E308LMoT0-3、E309LMoT0-3及对比材料ER308 L的不锈钢堆焊层,对其进行硬度测试、显微组织观察、抗晶间腐蚀性能分析,以及点蚀点位测量和偏离水质条件下的局部腐蚀试验,研究E308LMoT0-3、E309LMoT0-3堆焊材料的点腐蚀和缝隙腐蚀性能以及腐蚀机理。试验结果表明,E308LMoT0-3、E309LMoT0-3焊丝堆焊后的试样除了具有良好的硬度、耐晶间腐蚀性能外,还具有良好的耐局部腐蚀性能,可以代替目前压水堆核电厂普遍使用的ER308L不锈钢堆焊材料。     

不锈钢管-管对接电子束焊接工艺

针对稳压器的电加热元件00Cr17Ni14Mo2不锈钢管((22 mm×2.5 mm)的I型坡口对接结构,采用上聚焦方式的电子束焊接工艺,解决了焊缝内凸和表面塌陷的成型问题,实现了该结构的单面焊双面成型焊接.试件按法国RCC-M规范进行外观尺寸检测、液体渗透检测、X射线检测、拉伸试验、弯曲试验、金相检测、铁素体含量测定及晶间腐蚀试验,未见任何缺陷,各项性能均满足技术条件要求.     

热处理时间对反应堆压力容器用镍基焊丝机械性能的影响

用于反应堆压力容器制造的镍基焊丝试样经过29 h的热处理后,室温抗拉强度＞700 MPa,延伸率＜30％,不符合设计要求.经分析后,将热处理时间由29 h减少到16 h,镍基焊材的室温抗拉强度在550～700 MPa,延伸率＞30％,达到了设计要求.     

中国实验快堆栅板联箱焊接件与钠的相容性

在模拟中国实验快堆运行工况条件下，对用不同来源304不锈钢制造的栅板联箱焊接件进行试验研究，分析和测试在450℃钠中浸泡3000h后焊接件的晶间腐蚀状况及其力学性能变化。试验结果表明：在本试验条件下，焊接件试样的平均腐蚀速率均小于0.9mg/（m_²•h）；焊接件的焊接区及热影响区表面均未出现晶间腐蚀；试验前后，试样的屈服强度、抗拉强度及延伸率均无明显变化。     

敏化处理对316NG奥氏体不锈钢疲劳裂纹扩展行为的影响

在模拟压水堆腐蚀环境条件下,进行了未敏化与725℃敏化处理的316NG奥氏体不锈钢腐蚀疲劳实验。采用扫描电镜(SEM)、能谱分析仪(EDS)、金相显微镜(OM)分析了试样微观结构、偏析相化学成分及裂纹扩展状况,研究了材料疲劳裂纹扩展行为。研究结果表明:敏化处理可显著抑制316NG奥氏体不锈钢在腐蚀环境中的疲劳裂纹扩展;裂纹扩展速率由未经敏化处理的2.21×10~(-4) mm/次减小到敏化处理10min的1.02×10~(-4) mm/次。敏化处理试样的偏析相颗粒数量增多,萌生的支裂纹也增多,导致裂纹扩展速率减小。但是,敏化处理会导致偏析相颗粒中Cr元素含量增加,颗粒附近的基体成为贫铬区,电化学腐蚀加剧,促进裂纹的扩展。     

大厚度不锈钢焊接质量控制

作者通过理论分析和实验研究,确定了大厚度不锈钢焊缝的最优合金系统(0Cr20Ni10)和最佳铁素体含量(3.5—6.5%),提出了低热输入快速埋弧自动焊方法(q≤1600J/mm,v≥34m/h)和焊缝结晶过程水喷淋冷却措施以及二级快速升温非敏化消除应力热处理制度。通过七个环节的质量控制,焊接质量极为优良。新的材料和工艺经产品焊接实践,证明其技术效果和经济效益是显著的。     

T91/15-15Ti异材焊接接头微观组织和力学性能研究

T91和15-15Ti是第4代核能钠冷快堆和铅铋快堆候选结构材料,国内外对铁素体/马氏体钢和奥氏体钢焊接性能、焊后热处理、焊接应力等进行了广泛的研究。本文对T91/15-15Ti试板焊态和热处理态焊接接头的焊缝、热影响区和母材微观组织和力学性能变化进行了研究,为T91和15-15Ti异材焊接参数选用和材料应用提供实验数据。     

TC4钛合金焊后电子束局部热处理及焊接残余应力测试研究

针对TC4钛合金通过电子束焊后局部热处理工艺来改善接头的性能,采用X射线法对电子束局部热处理后焊接残余应力的分布趋势进行了测试研究.试验结果表明:经电子束局部热处理后,TC4钛合金焊缝区马氏体晶粒组织得到细化;同时上表面接头残余应力的分布得到改善.     

PWR一回路水质中800合金的腐蚀研究

用320℃含600 mg/kg硼和2 mg/kg锂的高氧含量水溶液模拟PWR一回路水质,研究了800合金在一回路水中的腐蚀特性。结果表明,800合金试样在被侵蚀1500 h之后,表面生成一层很薄的氧化膜,去除氧化膜后,计算出其均匀腐蚀速率为4.03×10?4 mm/a,基体中TiN缺陷处容易引起点蚀,管状试样内环出现明显的晶间腐蚀现象。     

热处理对690合金腐蚀性能影响

采用阳极极化法研究了热处理工艺对核电厂蒸汽发生器传热管用镍基690合金腐蚀性能影响。试样经过3%、5%的形变量后,在1 080℃、1 100℃1、120℃温度加热10 min和15 min固溶处理,最后经715℃×10 h时效热处理。不同条件处理的试样进行微观分析及电化学实验,结果表明:固溶处理后晶粒尺寸明显长大;时效热处理基本不改变晶粒尺寸,但对晶界碳化物形态和电化学特征值影响明显,能显著提高690合金的耐腐蚀性能。     

核电站钢制安全壳焊后热处理仿真技术研究

利用SYSWELD软件模拟安全壳筒体第1大环和第2大环之间环焊缝的焊后热处理过程，分析局部整圈和局部分段热处理后安全壳的残余应力及变形情况；通过实测残余应力与数值模拟残余应力结果的对比，证明数值模拟结果的正确性和可靠性，同时结合工程实际情况，证明局部分段热处理方法的合理性，并确定了合理且经济的局部热处理分段方案。研究结果为大壁厚、大体积的钢制安全壳热处理提供了一种有效的途径。