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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。 相似文献
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《热加工工艺》2017,(1)
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。 相似文献
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采用热膨胀的方法测定了钢制安全壳用钢SA738Gr.B在不同冷却速度下的组织转变,采用GLEEBLE-2000试验机模拟分析了焊接参数对热影响区组织及冲击韧性的影响,进行了实际焊接,验证了与实际组织的相一致性.结果表明,随冷却速度的降低,SA738Gr.B钢板先后发生贝氏体转变、先共析铁素体析出及先共析铁素体+珠光体组织的转变.多层多道焊时,实际热影响区组织以混合组织为主,其基体组织基本符合同冷却速度条件下的热模拟组织,具有较高的抗裂性能.研究结果对生产实践具有较好的参考和指导作用. 相似文献
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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。 相似文献
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以CAP1400核电站钢制安全壳SA738 Gr.B对接焊缝为研究对象,采用超声波冲击处理(UIT)设备,对焊缝热影响区分别进行了不同工艺参数下的超声波冲击处理,研究分析不同的冲击工艺参数对SA738 Gr.B钢焊接接头残余应力和显微硬度的影响规律。研究结果表明,超声波冲击通过宏观塑性变形及细化晶粒并引发微观位错运动和增殖,消除了表面的残余拉应力,同时对表面硬度产生强化作用。试验发现SA738 Gr.B材料的应力消除率和显微硬度随超声波冲击电流和冲击时间的增加而上升的过程中存在临界值,当冲击时间≥240 s,冲击电流≥2.1 A时达到临界饱和,应力消除率高达145%,显微硬度强化31.9%。 相似文献
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《材料热处理学报》2015,(Z2)
利用离子辐照模拟中子辐照效应技术对AP1000安全壳用钢SA738Gr.B进行了高能氢离子辐照,采用透射电镜、聚焦离子束原位技术和正电子湮没技术,研究SA738Gr.B钢(两种热处理状态:淬火+回火态、淬火+回火+消除应力热处理(SR)态)经过高能氢离子辐照的辐照损伤行为。结果表明,在比较明显的辐照剂量下(0.2、0.5和1.0 dpa),钢基体中未观察到气泡、空位团等。两种样品的正电子湮没的寿命变化不大,说明这两种样品在试验所设计的辐照剂量下的微观缺陷变化不太明显。在位移损伤量为0.2~1.0 dpa的高能氢离子辐照下,两种热处理状态的SA738Gr.B/SA738Gr.B(SR)样品均具有良好的抗辐照肿胀能力。其中,在辐照剂量较大(0.5和1 dpa)时,SA738Gr.B样品的正电子寿命长于SA738Gr.B(SR),即SA738Gr.B样品的空位数量比SA738Gr.B(SR)更多,因此SA738Gr.B(SR)钢抗辐照性能更好。 相似文献
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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。 相似文献
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研究了核电压力容器用钢SA533B显微组织的变化对其力学性能的影响,尤其对韧性的影响。显微分析结果表明,该钢板的组织主要为粒状贝氏体及少量多边形铁素体。通过对调质态(QT)和模拟焊后热处理(SPWHT)态SA533B钢板的常规力学性能、不同温度的夏比冲击韧性(KCV)及断裂韧度(KJC)的深入研究,结果表明SA533B厚钢板经SPWHT升高了韧脆转变温度,降低了冲击韧性及断裂韧度,但SPWHT对常规力学性能无显著的影响。扫描电镜及电子探针分析仪分析表明,经模拟焊后热处理SA533B板材组织中的析出相有不同程度长大且有钼的析出,板材的韧性降低与微观组织中的析出相和钼的析出密切相关。 相似文献
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针对容器钢板的氢致开裂问题,通过电化学充氢、氢渗透实验等方法,研究了不同厚度SA516Gr70容器钢板在硫酸溶液中的氢致裂纹敏感性,以及夹杂物对氢致裂纹的影响,并分析了其在不同低温条件下对应的氢扩散系数。结果表明:进入钢中的氢含量随充氢时间延长而增加;随着钢板压缩比增加,钢板组织细化,进入钢中的氢含量增加;SA516Gr70容器钢板诱发氢致裂纹的夹杂物主要为铝的氧化物,还有少量的锰的硫化物,以及镁、钙的氧化物;利用氢渗透实验测定了25~45℃条件下的SA516Gr70容器板氢有效扩散系数,通过数学模型拟合出氢扩散系数D与温度T的Arrhenius方程为:■。 相似文献
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采用D厂家和B厂家提供的ER90S-G实心焊丝,在相同的焊接条件下分别焊接核电站钢制安全壳用SA738Gr.B高强韧钢,对比研究不同厂家ER90S-G焊丝的焊接工艺性能和熔敷金属力学性能。结果表明,D厂家焊丝易形成窄而高的焊道,焊道表面焊渣较多,且不易清理,焊丝的焊接工艺性能有待改善。B厂家焊丝熔敷金属抗拉强度超过设计值上限,D厂家焊丝熔敷金属力学性能均满足设计要求,但从与母材匹配角度考虑,D厂家可适当降低熔敷金属强度,提高熔敷金属冲击韧性。本研究为核电站钢制安全壳用ER90S-G焊丝的选择与优化提供了试验依据。 相似文献
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钢制安全壳是核电站的第三道安全屏障,其作用是在事故工况下,阻止放射性物质向环境逸散。焊接是钢制安全壳制作安装阶段的重要加工工艺方法,焊接裂纹缺陷的存在将影响钢制安全壳的质量,对核电站的安全运行造成极大的安全隐患。针对国内某核电工程钢制安全壳闸门插入板与筒体之间的焊缝产生了裂纹的实际情况,重点围绕焊接过程质量控制,详细分析了焊接热裂纹、冷裂纹、层状撕裂、应力腐蚀裂纹以及再热裂纹产生的原因,通过分析确认SA738钢Gr.B钢焊缝裂纹为再热裂纹,并结合工程实际提出了预防措施和裂纹缺陷处理方法,为后续工程焊接工艺制定提供了参考。 相似文献