显微硬度法分析核电站主管道热老化趋势

使用显微维氏硬度计和冲击试验机研究了核电站主管道材料Z3CN20.09M在400 ℃加速热老化10 000 h前后的力学性能变化。结果表明,热老化导致试验材料的冲击吸收能下降;构成试验材料的铁素体相的显微维氏硬度上升,奥氏体相的显微维氏硬度基本保持不变。通过研究材料组织特征,剖析显微硬度与冲击韧性的关系,探索将显微硬度测试方法作为核电站主管道材料热老化趋势预测方法的可能性。     

核电厂主管道90°弯头热老化程度的评估

根据IAEA和国际上相关文献提出的铸造奥氏体-铁素体不锈钢热老化评价方法和评估流程,以秦山核电厂二期扩建工程为例,对静态铸造奥氏体-铁素体不锈钢主管道90°弯头在长时间热老化后,以及在325℃服役10 a后的冲击韧性和断裂韧性J-R曲线进行评估。评估结果表明:秦山核电厂二期扩建工程主管道静态铸造奥氏体-铁素体不锈钢主管道90°弯头在325℃服役10 a后的冲击韧性和断裂韧性有明显的下降,但冲击韧性仍在安全裕量以内,长时间热老化后的冲击韧性已低于设计要求。     

基于性能退化的热老化可靠性剩余寿命预测方法

以核电厂主管道为研究对象,运用性能退化可靠性理论和贝叶斯更新方法,对主管道因热老化导致失效的剩余寿命进行研究。首先通过加速热老化实验获得的数据,分析主管道奥氏体不锈钢材料的冲击性能退化过程,然后运用贝叶斯更新方法得到基于冲击性能衰退信息的主管道热老化剩余寿命分布,进行可靠性剩余寿命预测;最后通过实例证明该方法的有效性和可操作性。     

基于卡尔曼滤波的热老化性能可靠性预测

以核电站主管道为研究对象,运用性能退化可靠性理论,对主管道的热老化性能可靠性进行了研究。首先通过加速热老化实验获得的数据,分析主管道奥氏体不锈钢材料冲击性能及断裂韧性的退化过程,利用状态空间方法建立了时变性能退化量模型,并通过卡尔曼滤波对性能趋势进行预测;然后考虑冲击性能与断裂韧性之间的相关性,运用随机过程理论建立了基于多性能参数的主管道热老化实时性能可靠性预测模型,从而得到多参数下的主管道热老化性能可靠度及可靠性寿命,为核电站进行主管道老化维修决策优化管理提供了科学依据。     

CF-8M铸造不锈钢热老化的无损检测和评估方法研究

核电站主管道铸造不锈钢在280~325 ℃下长期运行服役过程中存在热老化脆化问题,韧性会大幅下降,为检测和评估主管道材料的热老化程度,通过对核级CF 8M静态铸造不锈钢主管道材料在400 ℃下热老化10 000 h的样品进行了热电势测量,研究了不同热老化阶段的力学性能（冲击能）和热电势与老化时间的关系,获得了热老化影响因素归一化后的参数与力学性能（冲击能）和热电势的对应关系式。结果表明,在热老化初始阶段冲击能下降较快,达到8 000 h后冲击能下降趋势已趋于平缓。在试验周期内,随着对数老化时间的增加,热电势呈线性增加;随着热电势的增加,冲击能开始下降较快,后期下降趋势变缓,逐渐趋于饱和,冲击能随热电势变化的形式和冲击能随热老化时间变化的形式相似。对热老化影响因素进行归一化后的参数值与热电势呈线性关系,基于该关系式可利用热电势检测技术评估服役部件热老化后的性能下降程度。     

不同材料的核电厂主管道LBB评估对比研究

我国核电厂主管道的材料主要有铸造奥氏体不锈钢(CASS)和锻造不锈钢(WSS)。针对CASS和WSS两种材料的主管道,依据美国核管会的SRP3.6.3进行主管道硬前漏(LBB)评估的对比研究。考虑热老化效应获取可信的材料性能数据,根据材料性能差异采用极限载荷法或J积分撕裂模量汇交法计算临界裂纹尺寸。根据Henry均匀非平衡双相流模型计算泄漏裂纹尺寸,并通过环向表面裂纹和贯穿裂纹的扩展分析论证了裂纹疲劳扩展不会导致管道的突然断裂。研究结果表明,WSS材料和CASS材料相比具有更好的LBB性能。     

秦山核电荣获2018年度浙江省科学技术进步二等奖

<正>秦山核电的《核电厂核级奥氏体不锈钢管道焊缝热裂纹研究及处理》项目荣获"2018年度浙江省科学技术进步二等奖"。该项目是历经6年的艰苦努力完成的关键技术科技创新,通过核级奥氏体不锈钢管道焊缝热裂纹发生原因分析与研究,完成奥氏体不锈钢焊接热裂纹修复工艺开发,在国际上首次有效解决核电厂大范围核级管     

核电站一回路奥氏体不锈钢铸件热老化的微观力学性能变化

在核电站一回路中,奥氏体不锈钢铸件(CASS)在运行温度下长期工作除了受到辐照损伤外.还将面临热老化问题.本文对不同时间热老化后的CASS样品进行微观力学性能分析,并结合微观组织中铁素体的含量及分布对CASS的性能变化进行了分析,结果表明微观力学性能的变化和常规的宏观力学性能变化的规律不尽相同.丰富了CASS经老化后的力学性能数据,为CASS的安全运行提供参考.     

反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝热老化脆化行为研究

对反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝温度监督样品的热老化脆化行为进行了研究。焊缝属于压力容器的薄弱环节,服役时间最高达120 430 h（服役温度归一化到300 ℃）。3批次的焊缝监督样品冲击实验表明,焊缝材料在热老化过程中发生了脆化。通过研究发现,金相组织和显微维氏硬度在热老化期间未发生明显的变化,表明在热老化过程中不存在硬化脆化机制。断口分析及扫描俄歇纳米探针研究表明,晶界发生了P的偏析,弱化了晶界结合力,因此,反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝在热老化过程中发生了由杂质元素P偏析引起的非硬化脆化。     

基于磁性多参数的铸造奥氏体不锈钢热老化状态评估研究

研究了应用磁性无损检测方法评估核电站主管道用铸造奥氏体不锈钢 (CASS)的热老化状态,结果表明在400 ℃下热老化不同时间,CASS的冲击功随着热老化时间延长逐渐降低,受材料组织不均应等因素影响,单一磁性参数与CASS的热老化时间之间无对应的单调规律;以磁性多参数测试为基础,结合主成分分析和非线性多元回归对测得的磁性...     

CF-8M铸造不锈钢主管道的热老化脆化行为研究

为了评价和预测铸造奥氏体不锈钢(CASS)材料服役期限内的热老化脆化程度，通过对美国的阿贡实验室(ANL)预测模型的研究和分析，以及在400℃下对核级CF-8M主管道材料实施了10 000 h的加速热老化试验，研究了CF-8M材料在不同热老化时间下拉伸性能、冲击性能和微观组织的变化规律，以冲击能作为表征热老化脆化程度的参数，获得了CF-8M材料的热老化脆化预测关系式，并与ANL模型的预测结果进行了对比和分析。结果表明，在加速热老化试验周期内随着热老化时间的增加，CF-8M材料的室温和高温(350℃)0.2%塑性延伸强度变化缓慢，抗拉强度缓慢增加；室温冲击能迅速下降，8 000 h以后冲击能下降趋势接近饱和状态；ANL模型对试验对象在加速老化试验周期内的冲击能预测结果不保守。CF-8M材料加速热老化10 000 h即等效服役30.49 a,其热老化脆化程度接近于热老化饱和状态。     

高温热冲击对J75合金力学性能影响及损伤机理

采用自行研制的大电流瞬态加热设备,研究了沉淀强化奥氏体不锈钢 J75 经受不同温度热冲击及在一定温度下经受多次热冲击作用后的力学性能变化规律,并探索了导致性能损伤的机理性原因。研究结果表明,在作用时间为 1 s 的情况下,温度低于 610 ℃,J75合金的力学性能无明显损伤,温度大于 750 ℃,材料的强度和延伸率都显著降低;温度在 610 ℃,增加有限次数的热冲击,对材料的强度和延伸率影响不很明显,但温度在 750 ℃时,随热冲击次数的增加,材料的强度和延伸率都明显降低。显微分析表明,热冲击温度和热冲击次数的增加,促进了合金晶粒细化,但使材料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′强化相的粗化和不均匀分布,是引起 J75 合金强度和延伸率显著下降的主要原因。     

热老化温度对高Si含量F/M钢中Laves相析出行为和冲击性能的影响

铁素体马氏体钢(F/M钢)是铅冷快堆堆芯的主要候选材料之一,提高材料中的Si含量可提高其抗腐蚀性能,但同时会促进Laves相的析出从而影响材料韧塑性。针对一种Si含量为0.98%的F/M钢,开展了3种温度(500、550、600℃)下5000 h的热老化实验,研究了温度对Laves相析出行为和冲击性能的影响。结果表明,热老化温度升高能够促进Laves相的形核和粗化,且温度从550℃提高至600℃,Laves相的粗化速率从3.7 nm/h^1/3提高至9.0 nm/h^1/3。另一方面,热老化温度升高将加速冲击性能的退化,在550℃和600℃下热老化500 h,冲击功(AKV)值分别下降至热老化前的51%和39%,而在500℃下热老化2500 h,A_KV值仍保持热老化前的75%。Laves相的析出与冲击性能退化有强烈的对应关系,是冲击性能退化的主要原因。     

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。     

轻水堆核电站奥氏体不锈钢铸件的热老化及其老化管理

在轻水堆核电站中,奥氏体不锈钢铸件(CASS)在运行温度下长期工作将面临热老化问题。本文对热老化的机理进行了描述,并针对核电站的热老化问题,给出了老化管理工作的主要步骤,即部件敏感性甄别、老化状态评估和ISI大纲更新;结合CASS热老化的老化管理实践,对我国核电站的热老化管理工作提出了建议。     

CLAM-316L TIG焊接接头显微组织特征分析

采用309焊丝对中国低活化马氏体(CLAM)钢和316L不锈钢进行TIG焊,并利用光学显微镜、扫描电镜和维氏硬度仪分析对接接头的微观组织和显微硬度分布。结果表明,CLAM-316L TIG焊接头按照显微组织特征可分为六个区域,即CLAM钢母材、CLAM钢热影响区、CLAM钢熔合区、焊缝金属、316L热影响区、316L母材。CLAM钢熔合区显微组织为淬火马氏体;焊缝金属区为粗大的胞状枝晶组织;316L热影响区和母材均为奥氏体组织,热影响区晶粒尺寸有明显长大。焊态接头整体硬度分布均匀,只有CLAM钢熔合区硬度较高。     

核反应堆主管道负压腔根阀焊缝缺陷分析及处理

核电厂一回路主管道冷却剂流量负压腔根阀通过接管座以焊接的方式与主管道相连接。本文以秦山核电厂30万千瓦机组流量负压腔根阀前焊缝缺陷处理为例,对焊缝裂纹缺陷产生的初步原因以及在线套管密封焊接修复方案的提出、论证、实施的技术难点进行全面阐述。通过对裂纹焊缝形貌、金相组织的观察进一步分析确认焊缝裂纹产生的根本原因,据此采用技术变更手段从根本上解决了结构不足对设备运行造成的影响,避免焊缝裂纹缺陷的产生,保证了机组的安全稳定运行。     

高压直流等离子氮化温度对316L不锈钢显微组织和磨损性能的影响

用高压直流辉光放电等离子方法对316LSS进行渗氮处理,研究了氮化温度对渗层的组织和性能的影响.利用XRD衍射仪、光学显微镜、表面显微硬度计和带能谱仪(EDS)的扫描电镜(SEM)分别分析渗氮层的相组成、厚度和显微结构、表面硬度、N和Cr原子的浓度.结果表明:当氮化温度350℃≤T≤400℃时,氮化层为单一的S相;温度为480℃时,S相衍射峰消失,仅剩CrN相;氮化后获得约为5～9μm的渗层;渗层深度和表面显微硬度随着温度的升高而增加.用环块式的方法评价磨损性能的结果表明:不锈钢表面的耐磨性提高一倍以上;未氮化的不锈钢主要存在粘着磨损、氧化磨损和磨粒磨损;等离子氮化的主要存在氧化磨损.     

反应堆内17-4PH马氏体不锈钢阀杆材料长时间服役后的热老化脆化行为与断裂机制

核电站主蒸汽系统中的阀杆等关键部件常用材料为17-4PH马氏体不锈钢,在300 ℃左右的高温环境下,该材料会随服役时间的延长发生热老化脆化,具体表现为韧脆转变温度（DBTT）升高、上平台能量降低和硬度增加,对反应堆的安全运行构成潜在威胁。本文针对热老化后的17-4PH马氏体不锈钢阀杆材料,通过扫描电子显微镜（SEM）、电子背散射衍射（EBSD）等微观分析手段,研究其热老化脆化行为和断裂机制。结果表明,17-4PH马氏体不锈钢热老化后,马氏体板条束长大,晶界总数增多,冲击断口上微裂纹数量增多,且尺寸近似于马氏体板条束尺寸。结合其冲击性能等进一步分析了材料的脆性断裂机制,结果显示,小角度晶界与Cu相互作用产生的硬化导致脆化,是17-4PH马氏体不锈钢发生热老化脆化的主要原因。     

主管道材料高温力学性能研究

提供核电厂破前漏（LBB）设计所需材料性能参数需要测量主管道母材和焊接材料在高温下的力学性能（包括材料在地震环境下的高温动态力学性能）。基于万能伺服材料试验机和高速材料试验机测量了核电厂主管道母材控氮00Cr17Ni12Mo2不锈钢及焊接材料OK Tigrod 316L在高温（350℃）下的静动态拉伸力学性能、裂纹扩展率和静动态断裂韧性。与主管道母材和焊接材料的常温力学性能相比,2种材料在350℃下的静动态拉伸力学性能以及OK Tigrod 316L在350℃下的静动态断裂韧性都较常温有较大幅度的降低,2种材料在350℃下的抗裂纹扩展性能较常温略有下降。研究成果可为核电厂管道的LBB设计提供试验技术和材料参数支持。