SA738 Gr.B焊接工艺研究

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。     

核电站钢制安全壳SA-738 Gr.B钢免除焊后热处理探讨

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。     

钢制安全壳焊后热处理工程应用与建议

根据钢制安全壳的结构尺寸、建造方式和焊后热处理要求,分析对比了适宜钢制安全壳焊后热处理的加热方式,并通过应用证明了局部焊后热处理的可行性.结合工程经验,提出了推动厚度小于60 mm的SA-738 Gr.B钢板免除焊后热处理,或采用超声波冲击处理代替焊后热处理的建议.     

钢制安全壳熔化极气体保护自动焊接工艺研究

低合金高强度钢SA738Gr.B首次应用于第三代核电AP1000钢制安全壳中,采用ER90S-G专用焊丝对SA738Gr.B钢板自动焊焊接工艺进行了研究,并进行了产品模拟试验。试验结果表明,热输入在12～29 kJ/cm范围内焊接接头的冲击性能均满足安全壳的技术要求,并在该热输入范围内进行了1G,2G,3G焊接位置的自动焊焊接工艺评定,各力学性能均满足技术要求。在最优工艺前提下,通过组对间隙、错边量以及焊缝收缩量的试验找出最优自动焊焊接工艺参数并应用到产品模拟件中,各力学性能也均满足技术要求。     

钢安全壳用SA-738 Gr.B钢板力学性能和组织分析研究

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。     

不同焊后热处理制度下核安全壳用SA-738Gr.B钢板组织和力学性能研究

SA-738Gr.B钢板是采用第三代核电技术AP1000建造的压水核反应堆钢质安全壳所需材料。文章对比分析了不同模拟焊后热处理制度对SA-738Gr.B钢板力学性能和微观组织的影响。结果表明,钢板经模拟焊后热处理后,钢板的强韧性都会有一定程度的降低,塑性升高。随着模拟焊后热处理温度的升高、保温时间的延长,强度降低、韧性降低尤其是低温韧性下降明显,塑性略微升高。造成这种现象的主要原因是模拟焊后热处理过程中位错密度的降低以及新老析出相的共同聚集长大,基体位错密度越低,合金元素析出越多,第二相粒子聚集长大越明显。与延长保温时间相比,提高模拟焊后热处理温度对钢板性能的影响更明显。     

核电站钢制安全壳焊接变形控制

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。     

工艺参数对SA738Gr.B钢焊接接头组织及力学性能的影响

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。     

核电站钢制安全壳SA-738 Gr.B的焊接工艺

介绍了SA-738 Gr.B焊接工艺研究所用的工艺评定标准和焊接工艺方法以及焊接材料选择等,然后介绍了工艺试验的目的、试验难点、试样制备及方法,最后分析了SA-738 Gr.B钢的横焊位置的工艺评定试验结果。结果表明,施工单位拟定的焊接工艺参数能够焊接出符合要求的焊接接头,拟定的焊接工艺正确可行。     

SA-738M Gr.A调质钢的焊接

SA-738M Gr.A属中低温压力容器用经热处理的碳锰硅钢,供货状态为调质处理,C、Mn含量范围略宽,且含有一定量的Cr、Ni、Nb、V、Cu.其中Cr、V为强化元素,有利于提高强度,钢板经过淬火处理后可以保证其强度满足要求;Ni元素可以降低钢材的脆性转变温度,提高钢材的低温冲击韧性;Nb、V、Cu元素可细化晶粒,有利于提高韧塑性.结合SA-738M Gr.A调质钢的焊接特点及外缸体组件的结构特点,进行了SA-738M Gr.A调质钢的焊条电弧焊、埋孤焊的对接焊缝焊接工艺评定及产品的施焊,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.     

核电用SA738Gr.B钢手工电弧焊焊接材料及工艺研究

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。     

改进新型SA738 Gr.B钢的埋弧横焊工艺研究

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。     

核电站钢制安全壳用SA-738Gr.B钢的焊接工艺评定

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。     

SA 738 Gr.B焊接接头力学性能

通过对SA-738 Gr.B采用SMAW(手工电弧焊)和GMAW(熔化极气体保护焊)的焊接接头进行焊态和焊后热处理态力学性能、组织结构分布特征对比分析研究,发现提高焊接热输入会降低焊接接头的冲击性能。随着热处理的进行,焊缝经历了回复、再结晶等变化过程,同时,焊缝和SMAW热影响区晶粒中夹杂物元素向晶界聚集,降低晶界结合能,导致焊缝和热影响区冲击韧性降低。     

一种新型材料在三代核电钢制安全壳上的应用

安全壳主要用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去,以保护公众免遭放射性物质的伤害.发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时,安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障.安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器,顶部呈半球形.文中主要探讨如何通过控制SA-738 Gr.B:中、低温压力容器用热处理的碳锰硅钢板在钢制安全壳制造过程中的设计、制造、安装、检验和试验等过程来保证安全壳及非能动安全壳冷却系统功能的实现.     

ASME MC级安全壳容器的焊后热处理工艺

系统分析基于ASME锅炉及压力容器规范第Ⅲ卷第1册NE分卷的MC级钢制安全壳的焊后热处理工艺。以AP1000项目钢制安全壳容器的建造为例,焊后热处理工艺的选择需以结构特点和部件选材为基础,根据ASME规范条款、材质标准、设计要求、材料制造参数以及工程建造实际综合考虑来确定焊后热处理的各项参数、焊后热处理时机和加热方式等。     

AP1000安全壳钢板的性能特点及其批量化生产

AP1000安全壳为全焊透焊接的承压钢制容器以及钢筋混凝土屏蔽构筑物双层结构,钢制容器的钢板选用SA738 Grade B板材。SA738 Grade B板材具有高强度、高韧性的性能特点。目前,通过控制钢水纯净度,可实现核级SA738 Grade B钢板的批量化生产。     

钢制安全壳MAG自动焊摆动参数对焊缝成形的影响

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。     

钢制安全壳的自动焊工艺

以AP1000核电站钢制安全壳(CV)为研究对象,对安全壳筒体焊缝采用自动熔化极气体保护焊工艺进行研究。通过性能检测试验对比自动焊与手工焊焊缝的性能指标,结合工程应用状况对比两者的焊接效率。结果表明,CV自动焊性能指标符合设计文件要求,其焊接效率高于手工焊效率。     

核电站钢安全壳SA738Gr.B钢SH-CCT曲线的测定及分析

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。