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。     

核电封头-过渡锥体一体化成形全工艺过程多尺度模拟

SA508-3钢由于其优良的力学和理化性能而被广泛应用于核电大型锻件的制造。为了控制锻件的形状,并掌握大型锻件成形过程中开裂破坏和微观组织的演化规律。将SA508-3钢的流动应力模型、热成形开裂模型及微观组织演变模型通过软件二次开发与DEFORM-3D集成,建立了热锻成形多尺度模拟系统,并通过实验验证了该系统模拟的准确性。运用该多尺度模拟系统对核电封头-过渡锥体一体化成形进行了全工艺过程模拟,并对锻件形状、开裂趋势和微观组织演化进行了预测和分析。结果表明,锻件的形状得到了良好的控制;锻件在锻造过程中不会发生开裂;温度和应变是影响晶粒尺寸变化的主要因素。     

2.25Cr-1Mo钢-30℃冲击功离散性分析

通过化学成分分析、金相显微镜、扫描电镜对2.25Cr-1Mo钢-30℃冲击功离散性较大的试样进行了对比分析。结果表明,钢锭浇注温度过高、凝固速度过慢产生的枝晶偏析是造成-30℃冲击功离散的主要原因;对于枝晶偏析不严重的锻件,可以通过正回火提高-30℃韧性、改善冲击功的离散;对于枝晶偏析严重的锻件,通过扩散退火+正回火处理保证-30℃冲击功的均匀性。通过调整回火参数将抗拉强度按照强度范围的下限控制也能降低-30℃冲击功的离散性。     

变形温度对铁路机车用ZG25MnCrNiMo锻件冲击性能的影响

采用摆锤冲击试验机对不同变形温度的ZG25Mn Cr Ni Mo钢锻件的室温、-20、-40℃的冲击性能进行检测,并用JSM-63I0LV扫描电镜对冲击试样断口进行观察,研究变形温度对锻件冲击性能的影响规律。结果表明,室温下各变形温度的锻件试样均具有较高的冲击功,变形温度在1 000℃时冲击功最高,变形温度为1 200℃时冲击功最低,冲击试样断口均呈明显的韧性断口特征;-20℃时冲击功明显较室温低,变形温度在700~1 100℃内,锻件冲击功随变形温度升高逐渐升高,1 100℃时达最大值62 J,1 200℃时锻件冲击性能严重恶化,冲击功仅有39 J,冲击断口出现大量的准解理特征;-40℃时冲击功明显较-20℃降低,变形温度在700~1 000℃内,锻件冲击功随变形温度升高逐渐升高,1 000℃时锻件冲击功最高,当变形温度进一步升高时,锻件冲击性能下降,当变形温度为1 200℃时冲击功仅有28 J,冲击断口出现大量的解理断口特征。     

核岛主设备用SA508-Ⅲ钢锻件性能研究

介绍了核岛主设备用SA508-Ⅲ钢锻件的制造工艺,探索出合理的热处理工艺。并对SA508-Ⅲ上筒体锻件的金相组织、化学成分、力学性能等进行了分析。结果表明:SA508-Ⅲ上筒体锻件的金相、化学成分,室温和350℃的机械强度,-20℃、80℃的冲击功和侧向膨胀量均满足规范要求;采用P2型试样测得的断裂最高温度TNDT,满足TNDT≥-20℃的要求。     

核电压力容器SA508-3钢内部裂纹高温焊合实验

裂纹缺陷严重影响大型锻件的合格率及使用寿命。为保证核电大型锻件质量、提高核电压力容器安全性,以加热温度、下压量以及保压时间为参数,采用预置裂纹方式对核电压力容器用钢SA508-3进行内部裂纹高温焊合实验研究。裂纹焊合效果采用金相显微镜、扫描电镜、能谱分析及力学性能实验等进行评价。结果显示,在高温短时间小变形情况下SA508-3材料内部裂纹均能焊合,裂纹焊合最低条件为:加热温度1100℃,变形量10%,保压时间15 s;焊合后试样强度值与基体相似,但塑性值有较大波动;根据扫描电镜及能谱分析确定,试样连接过程中带入的大量夹杂物是材料塑性指标波动较大的主要原因。     

00Cr25Ni6Mo3N双相不锈钢的力学性能

00Cr25Ni6Mo3N双相不锈钢可用于要求具有良好力学性能特别是低温冲击韧度的鼓风机叶轮等零件。某公司的00Cr25Ni6Mo3N双相不锈钢锻件低温冲击性能很不稳定。为此,对冲击性能不良的00Cr25Ni6Mo3N钢锻件进行了1050℃、1070℃、1100℃和1050℃保温1.5h水冷的固溶处理,随后测定了力学性能。结果表明:锻件的-40℃冲击吸收能量差异很大,有的达不到要求的27J。金相分析发现,00Cr25Ni6Mo3N钢锻件冲击韧度低的原因是锻造工艺不当析出了金属间相,而且热处理不能消除这种金属间相,严格控制锻造加热制度是解决该问题的唯一途径。     

国家标准《NCu30-3-0.5合金锻件》研制的必要性

目前国内NCu30-3-0.5合金锻件的应用领域不断扩大,其需求量也不断增加,但是缺少相应的标准,这给合金锻件的生产及进出口贸易等带来诸多不便。因此,对美国标准ASTM B 865-04进行修改采用,并结合锻压行业的实际情况和现有水平,进行了国家标准《NCu30-3-0.5合金锻件》的研制。该标准规定了多形状、多尺寸NCu30-3-0.5合金锻件的化学成分、力学性能、尺寸及其允许偏差、加工质量、取样、检验、拒收、复检、合格证及标识等要求。按此标准生产的NCu30-3-0.5合金锻件质量可达到国际先进水平。     

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。     

变形-热处理流程对6082铝合金组织的影响

为了探明不同变形和热处理流程对6082铝合金微观组织和力学性能的影响规律,开展了6082铝合金的常规成形、退火-成形以及固溶-成形3种实验,并对微观组织和力学性能进行了表征。结果表明,退火和固溶处理可以减少挤压态试样中小角度晶界的比例,并有效地弱化其单一的强S织构。在400℃/0.1 s~(-1)变形时,退火-成形和固溶-成形工艺可以有效避免常规成形出现异常晶粒长大的现象;在500℃/0.1 s~(-1)变形时,退火-成形和固溶-成形工艺下试样的平均晶粒尺寸比常规成形试样的平均晶粒尺寸有所增加。工艺实验结果表明,采用固溶-成形工艺,6082铝合金锻件的抗拉强度可达到276.0 MPa,略低于常规成形锻件的283.6 MPa,但可以显著减少锻件粗晶,为高质量6082铝合金锻件的生产提供了一种新的路线。     

热老化对Z3CN20-09M不锈钢微区力学性能和冲击断裂行为的影响

通过纳米力学探针对铁素体相在热老化过程中的力学性能变化进行了研究.采用仪器化冲击试验机研究了材料的冲击行为,使用SEM观察冲击断口形貌.结果表明:长期热老化导致铁素体相的塑性变形能力不断下降,材料的冲击韧性也显著下降.热老化过程中冲击功的损失主要是由于裂纹扩展能量的降低引起,在400℃热老化1×10~4h后裂纹稳定扩展能几乎降为0.热老化材料的冲击断裂过程为:在冲击载荷下裂纹首先在铁素体内萌生并快速扩展,铁素体相发生解理断裂,裂纹扩展到奥氏体相,最后裂纹连接贯穿整个试样.     

EN 10247-2017标准钢中夹杂物检验应用探讨

介绍了欧洲标准EN 10247-2017,并对比欧标里面各种方法的适用范围,明确不同情况适合采用的评定方法。EN 10247-2017标准与传统国标之间的最大差别在于其规定有严格的数量分析方法,欧标不再以简单的级别进行评定,而是以精准的尺寸对夹杂物进行描述。所以该标准既适用于显微镜观察也适用于计算机自动分析,而目前国内熟悉使用该标准的钢铁企业较少。     

核电用SA508-3钢大型锻件的内部裂纹缺陷分析及工艺优化

SA508-3钢是目前大型核反应堆压力容器的主要材料,从材料成形角度提高SA508-3钢大型锻件整体性能从而提高零件安全性是大型铸锻件研究的重要方向。通过对传统锥板镦粗+平板旋转展平工艺成形的SA508-3钢大型锻件的超声波探伤密集型缺陷进行失效分析,得到缺陷为呈断续锯齿状的裂纹缺陷,缺陷产生的原因与微观偏析带引起的金属材料组织和性能不均有关。采用数值模拟方法,对传统工艺与锥板镦粗+胎模旋转展平新工艺进行比较分析。结果表明,采用新工艺时,锻件内部金属在三向压应力下发生大变形,可避免新裂纹产生,有利于已有闭合裂纹的焊合,锻件组织更加均匀。实际生产过程中,该方法可有效减少SA508-3钢大型锻件中的密集型裂纹缺陷。     

钇基稀土对高强船板钢夹杂物及低温冲击性能的影响

采用扫描电镜(SEM)和能谱仪(EDS)等分析方法,研究了钇基稀土含量对EH36高强船板钢夹杂物和低温冲击性能的影响。结果表明,EH36钢中添加适量稀土能够显著提高钢材的低温冲击性能。钢中稀土含量为0.018%(质量分数)时,-40 ℃横向冲击性能提高了59.4%,-60 ℃横向冲击性能提高了65.7%。低温冲击断口形貌由无稀土钢样的解理断面转变为韧窝断口,韧窝底部的细小球状稀土复合夹杂物对裂纹扩展起到缓冲作用,阻碍了裂纹的扩展。同时,稀土可以将EH36钢中长条状Al₂O₃-CaO-MnS夹杂物变质为细小的类球状稀土夹杂物,夹杂物粒径从约5 μm细化到3 μm以内。     

稀土对A572.Gr65钢夹杂物及低温冲击性能的影响

为了研究不同含量混合稀土(Ce/La)对A572.Gr65钢低温冲击性能的影响,对A572.Gr65钢在-40 ℃和-60 ℃下进行低温冲击试验,并使用OM观测显微组织,利用SEM结合EDS观测夹杂物及断口形貌并检测其化学成分。结果表明,稀土可以明显变质A572.Gr65钢中夹杂物,将不规则的Al₂O₃和Al₂O₃-CaO夹杂物变质为球状稀土夹杂物;夹杂物尺寸由5 μm减小至不足2 μm。加入稀土后钢的低温冲击性能有明显提升,当稀土含量达到0.0057%时,-40 ℃冲击吸收能量由未添加稀土的317.4 J升至343.6 J,提升了8.2%;-60 ℃冲击吸收能量由未添加稀土的288.0 J升至328.1 J,提升了13.9%。     

A508-3钢回火过程的组织演变及动力学分析

回火对核电设备用A508-3钢的力学性能影响很大。采用扫描电镜和硬度测试研究了A508．3钢回火过程中组织的演变和性能的变化,并对经600～660℃回火的钢进行了基于硬度测量的动力学分析。回火过程中硬度的变化可以用残留奥氏体和奥氏体一马氏体的分解,贝氏体铁素体内碳化物的析出、粗化以及贝氏体铁素体的回复再结晶来解释。动力学分析表明,A508．3钢在600～660℃回火时的相变激活能约为101．4kJ／mol,与碳原子在铁素体中的扩散激活能相近。A508．3钢只有在较高温度回火时,才出现贝氏体铁素体内碳化物的大量析出和粗化,这说明该钢种具有较好的回火稳定性。     

HP295钢在LD-BAr-CC工艺中的洁净度研究

针对LD-BAr-CC流程生产HP295钢的工艺,系统地调查研究了在整个生产工艺过程中钢中夹杂物的演变状况和清洁度水平,重点考察了铸坯中夹杂物的类型、数量及分布情况,找出了其演变规律,调查了夹杂物的控制水平,并且提出进一步改善HP295钢洁净度的措施.     

渗碳齿轮钢18CrNiMo7-6的疲劳性能及其影响因素

以18CrNiMo7-6齿轮钢为研究用基础钢,在传统真空脱气冶炼方式基础上,采用Nb微合金化和电渣重熔冶炼相结合获得一种对比试验钢,通过旋转弯曲疲劳试验表征了两种试验钢的疲劳性能,并利用显微组织、硬度分布、疲劳断口表征以及夹杂物分析等手段,探究了两种试验齿轮钢疲劳性能的影响因素。结果表明,采用电渣重熔方法冶炼并Nb微合金化的试验钢的疲劳极限较基础钢提高90 MPa,且相同载荷下寿命显著提高,渗碳层晶粒度由基础钢的7.5级细化至9级,而残留奥氏体含量的增加导致其表面硬度降低。通过Aspex夹杂物表征发现试验钢中夹杂物数量较基础钢大幅度降低,且硬质氧化物夹杂较少,与断口表征结果相一致。综合分析可知,晶粒细化和非金属夹杂物水平下降是提升试验钢疲劳性能的主要因素。     

淬火冷速对大型核电压力容器用钢显微组织和力学性能的影响

采用光学显微镜和力学性能测试等研究了淬火冷速对大型核电压力容器用SA508-3钢显微组织及力学性能的影响,尤其对落锤冲击性能的影响。结果表明:随着冷速的增加,SA508-3钢的显微组织由宽大的上贝氏体+粒状贝氏体组织向细小下贝氏体+马氏体组织转变。淬火冷速对SA508-3钢的常/高温强度影响不大,而对冲击韧性的影响显著,尤其对零塑性转变温度(NDTT)的影响显著。低冷速下的NDTT只能达到≥-13.3℃,而高冷速下的NDTT大幅度降低,达到≤-48.3℃。