核电SA508-3钢研究进展

SA508-3钢具有强度高、韧性好和辐照脆化敏感性低等特性,是广泛应用的核电用钢。通过介绍其组织结构、化学成分、力学性能、冶金工艺、热处理工艺和焊接性能等几个方面,阐述了目前SA508-3钢的研究进展,为进一步提高钢的综合性能和研发下一代核电用钢提供了参考。     

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SA508-3钢焊接连续冷却转变曲线的分析

针对首次应用到核电上的SA508-3钢,在Gleeblei500D热模拟机上,采用膨胀法测定了SH-CCT曲线,获得了焊接工艺特征参数t8/5从3.75～20 000 s范围内的焊接热影响区组织变化规律.结果表明,获得全部马氏体相变的冷却时间为15 s,全部贝氏体相变的冷却时间60 8＜t8/5≤3 000 s,全部铁素体和珠光体相变的冷却时间为6000 s;当t8/5≤100 s时,焊接热影响区硬度高于350 HV,存在淬硬和裂纹敏感性;当t8/5≥20 000 B时,焊接热影响区硬度小于母材硬度,易出现软化现象.     

核电SA508-3钢厚壁圆筒纵向焊接残余应力分析

针对由某公司生产首次应用到核电设备上的SA508-3钢,为了获得焊接残余应力分布及规律,采用ANSYS有限元软件对60 mm厚圆筒纵焊的焊接接头进行温度场及残余应力数值模拟,并将模拟结果与相同工艺条件下焊接试验结果进行比较验证.结果表明,模拟结果与试验结果基本吻合;焊接时热源周围极窄区域温度高,梯度大,远离热源温度峰值急剧下降;圆筒外表面残余应力大于内表面残余应力;焊缝及近焊缝区的残余拉应力值较大,远离焊缝中心残余拉应力值逐渐减小;圆筒两端和中部的残余应力在方向上或数值大小上不同;这对控制圆筒残余应力提供了理论依据.     

热成形工艺参数对SA508-3钢组织演变的影响

通过Gleeble-1500D热力模拟试验机对SA508-3钢在温度为1073～1473 K,应变速率为0.001～1 s-1时进行了热压缩实验,分析了热变形条件下的SA508-3钢的微观组织。采用常规金相分析研究了温度、应变速率、变形程度等热变形参数对SA508-3钢动态再结晶行为和晶粒尺寸的影响。结果表明,SA508-3钢动态再结晶主要通过晶界弓弯形核。提高变形温度、增大变形程度均有利于再结晶发生。但较高温度和较低应变速率会造成晶粒的过分长大,从而形成粗大组织。SA508-3钢的最佳热加工参数范围为变形温度1173～1473 K和应变速率0.1～0.01 s-1。     

ASME SA508-3钢的再结晶晶粒细化规律

本文采用热力模拟手段研究了 ASME SA50 8- 3钢在热加工变形之后的再结晶细化规律以及其稳定晶粒尺寸 ,所得结果具有重要的理论和实际价值。     

载荷速率对充氢SA508-3钢断裂韧性的影响

采用高温高压气相热充氢方法将氢充入SA508-3钢,采用J积分方法比较不同载荷速率下未充氢与充氢钢的断裂韧性,考察氢对SA508-3钢断裂韧性的影响。结果表明,在相同载荷速率下,与未充氢SA508-3钢相比,充氢钢断裂韧性明显降低,充氢断口均为韧性和脆性混合断口形貌。随着载荷速率的降低,断裂韧性损失逐渐增加,准解理所占面积增加,脆性提高。在三向应力的作用下,氢与静水应力的交互作用能大于氢与可动位错的交互作用能,静水应力更易捕获到氢。SA508-3钢断裂韧性测试过程中,在三向应力的诱导下会促进氢富集在裂纹尖端碳化物和基体的界面处,从而降低了碳化物和基体的结合强度,致使阻碍裂纹扩展的能力减弱,因此钢充氢后断裂韧性降低。随着载荷速率的降低,三向应力作用在裂纹尖端的时间增加,氢富集在碳化物和基体界面浓度增加,氢压增强,加速裂纹扩展,钢的脆性提高,断裂韧性损失增加。     

核电SA508-3钢奥氏体晶粒长大规律的研究

利用箱式电阻炉对SA508-3钢进行了不同条件下的加热保温实验,分别讨论了加热温度及保温时间对奥氏体晶粒长大的影响。实验结果表明:MC型化合物的溶解温度大约处于1050~1100℃之间。当保温时间恒定,温度低于1050℃时,晶粒生长缓慢,随温度的升高,生长速率增大。保温温度恒定时,在保温初期晶粒急剧长大,随保温时间的延长,晶粒长大趋势趋于平缓。在此基础上,建立了SA508-3钢奥氏体晶粒长大数学模型。     

M-A岛高温回火转变产物对核电SA508-3钢冲击韧性影响机制

利用SEM、TEM、XRD和EBSD等微观分析手段,研究了核电SA508-3钢马氏体(M)-残余奥氏体(AR)岛(M-A岛)高温回火转变对冲击韧性的影响机制.结果表明,正火态SA508-3钢中M-A岛呈块状,以AR为主.M-A岛经650℃高温回火后,转变成铁素体和M3C碳化物组成的析出相聚集区.沿析出相聚集区边缘分布的...     

热变形参数对铸态SA508-3钢高温塑性的影响

对铸态SA508-3钢进行热拉伸试验,确定宏观塑性指标与温度和应变速率的定量关系,通过有限元模拟与试验相结合的方法,确定温度、应变速率与临界损伤值的定量关系.研究结果可对评估铸态SA508-3钢的高温塑性提供宏观层面和微观层面的依据.     

SA508-3钢保温过程奥氏体晶粒长大规律研究

锻造时需要确定始锻温度及控制锻造时的晶粒度.利用箱式电阻炉进行一系列保温实验,研究了核电压力容器材料SA508-3奥氏体不锈钢在不同保温温度和保温时间下的奥氏体晶粒长大规律.结果表明:当保温时间一定时,奥氏体晶粒随保温温度的升高呈指数关系长大.当保温温度超过1200℃时,奥氏体晶粒尺寸急剧增大,晶粒明显粗化.根据实验结果建立了奥氏体晶粒长大规律的数学模型,为确定SA508-3钢始锻温度提供了微观组织判断依据.     

核电用SA508-3CL钢的热成形行为及加工图

采用Gleeble-1500D热模拟试验机对SA508-3CL钢在变形温度800℃~1 200℃、应变速率0.001s-1~1s-1条件下进行热压缩实验,并将获得的真应力真应变数据引入Arrhenius型本构方程,通过多元线性回归计算,得到了SA508-3CL钢的变形激活能为422.455kJ·mol-1,同时建立了该钢的流变应力本构方程。将功率耗散图与失稳图叠加,得到了SA508-3CL钢在应变量为0.3、0.5和0.7时的热加工图,对在应变量为0.7时的热加工图及金相组织分析表明,该钢的组织缺陷主要是局部流变失稳,该钢的安全加工条件为温度1100℃~1200℃,应变速率0.01s-1~0.1s-1。     

试样尺寸对SA508-3钢焊接接头断裂韧度的影响

针对大型核容器SA508-3钢焊接接头断裂韧度进行了研究.结果表明,在大试样条件下,母材、焊缝金属及热影响区的断裂韧度存在差异,焊缝金属的断裂韧度优于热影响区,母材的断裂韧度最低.试样几何尺寸直接影响裂纹尖端的应力状态,小试样时裂纹尖端处于平面应力状态,母材、焊缝金属及热影响区全部呈韧窝断裂,表现出良好的塑性;大试样时裂纹尖端处于平面应变状态,母材断口特征转变为准解理与解理混合断裂,热影响区为典型的准解理断裂,焊缝为韧窝断裂.     

淬火冷却速度和回火参数对核压力容器SA508-3钢强韧性的影响

利用自行研制的模拟热处理炉研究了淬火冷却速度和回火参数对核压力容器用SA508-3钢强韧性的影响。结果表明,SA508-3钢对淬火冷速敏感,随着冷速增加,强韧性显著提高。回火参数对SA508-3钢的强韧性也有明显影响,随着回火参数的增加,强度下降,冲击性能呈峰值曲线变化。综合分析认为,采取加速冷却,回火参数控制在19.08~19.50范围内,SA508-3钢可获得高的强韧性。     

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。     

SA508-3钢回火焊道技术焊道搭接量的分析

针对核电设备常用钢种SA508-3钢,采用钨极氩弧自动焊接方法,对该钢种在使用回火焊道焊接技术修复时的焊道搭接量进行了分析。试验结果表明,焊道搭接量在0%～30%时,相邻的焊道间有明显的凹坑的存在,在后续焊道的焊接过程中容易出现未熔合问题;焊道搭接量达到70%时,焊道表面向瘤状发展,不利于后续焊道的排布,焊道几何尺寸的排布使得回火焊道焊接技术无法实施;焊道搭接量在40%～60%时,焊道分布相对平直,显微硬度及淬硬组织分布均匀,利于回火焊道技术的实施。     

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。     

SA508-3钢初始晶粒度对热变形后微观组织的作用规律

为研究初始晶粒度对SA508-3钢热变形后微观组织的作用规律,将Φ10mm×15mm圆柱形试样置于电阻加热炉中加热并保温不同时间,以获得不同的初始晶粒度。运用面积法测得保温0min、30min和60min后的微观组织晶粒尺寸分别为650μm、950μm和1200μm。设计并进行了楔形试样高温镦粗实验,研究了SA508-3钢不同初始晶粒度在热变形过程中的动态再结晶体积分数和动态再结晶晶粒尺寸的演化规律。结果表明,当楔形试样压下率为50%时,不同初始晶粒尺寸对发生完全动态再结晶的临界应变有较大影响,初始晶粒尺寸越大,发生完全动态再结晶的临界应变越大。当动态再结晶完全发生时,3种不同初始晶粒尺寸对应的热变形后平均晶粒尺寸分别约为70μm、73μm和75μm。表明当变形量超过临界应变促使发生完全动态再结晶时,初始晶粒尺寸基本不影响热变形后的晶粒尺寸。     

SA508-3钢动态再结晶过程的相场模拟

采用多相场(Multi-phase-field,MPF)模型模拟动态再结晶晶粒的生长过程,并用Kocks-Mecking(KM)方程模拟其力学行为。用热力模拟机对SA508-3钢进行了不同温度和应变速率下的热压缩试验,从热压缩流动应力-应变曲线中提取SA508-3钢动态再结晶特征参数并用于计算动态再结晶模型参数。利用所得参数对SA508-3钢的动态再结晶过程进行了多相场模拟,预测了热塑性变形过程中的组织演变和真应力-真应变曲线,与试验结果吻合较好。试验和数值结果均表明,流动应力随应变速率的增大及变形温度的降低而增大。本文的方法可用于研究其它材料的动态再结晶行为,为优化热锻工艺提供指导。     

核电SA508-3钢大型筒体环焊残余应力分析

为了准确地预测核电SA508-3钢的大型筒体环焊温度和残余应力变化规律,基于ANSYS有限元软件,引入子结构法优化焊接模拟过程,并比较模拟结果与试验数据.结果表明,文中采用的计算方法成功地模拟了更加接近真实的筒体环焊过程,且模拟结果与实测值基本吻合;焊缝上所有节点的热循环曲线相似,热影响区的模拟宽度为4 mm左右;筒体外表面焊缝中心线上任意节点的残余应力大小相近,仅在靠近筒体外表面焊缝中心线附近存在一定的轴向压应力,其它区域大部分为拉应力,环向保持较高的拉应力;筒体焊后产生内凹残余变形;结果可为分析大型筒体环焊残余应力提供参考数据.