温度对SA508-III钢焊缝金属断裂韧度的影响

为了获得温度对SA508-Ⅲ钢焊缝金属断裂韧度的影响,采用本构曲线法（CCM,constitutive curve method）、ASTM和ISO标准对焊缝金属在典型温度下的试验数据进行了处理.结果表明,采用CCM获得的断裂韧度随温度的升高而降低.当温度从20℃升高到100℃,从100℃升至320℃时,断裂韧度分别降低了11.1%和5.4%.采用扫描电镜观测试样断口形貌发现SA508-Ⅲ钢焊缝金属在典型温度下均呈韧性断裂,当温度达到100和320℃时,韧窝变浅变小,因此韧性出现了一定的下降.研究还发现,采用CCM获得20和100℃时的断裂韧度与ASTM一致;获得320℃时的断裂韧度介于ASTM和ISO之间.     

试样尺寸对铁路车轮钢断裂韧度测试结果影响

使用不同尺寸的CT试样测试ER6铁路车轮钢的断裂韧度,并通过有限元方法分析试验过程中试样平面应变层厚度和裂纹尖端塑性区尺寸随CT试样尺寸的变化规律。研究发现,使用厚度为30～50 mm的CT试样测试ER6车轮钢的平面应变断裂韧度,均无法满足平面应变和小范围屈服条件;增加试样厚度可增大平面应变层区域,减小小范围屈服区,从而有效缓解P-V曲线弹性段的弯曲,使测试结果更接近ER6车轮钢的真实断裂韧度水平。     

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。     

焊接热循环对SA508-3钢临界粗晶区组织和性能的影响

针对核电设备用SA508-3钢临界粗晶区,采用热模拟技术研究了不预热下焊接热循环对临界粗晶区组织和性能的影响.结果表明,临界粗晶区在原奥氏体晶界上析出了项链状的隐晶马氏体组织,使其性能恶化,是焊接接头中最为薄弱的区域.临界粗晶区在经历峰值温度400~650℃的焊接热循环后,冲击韧性得到明显的改善,此时可以获得良好的强韧性匹配.在SA508-3钢多层多道焊接过程中,通过合理控制层道间焊接热循环条件,可有效改善临界粗晶区组织和性能.     

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.     

超高强钢焊接接头表面裂纹断裂韧度测试

本研究分别测试了31Si2MnGrMoVE钢母材、焊缝和热影响区(HAZ)的表面裂纹断裂韧度,并将接头的断裂韧度与母材进行比较。结果表明,焊缝和热影响区的表面裂纹断裂韧度均高于母材,所采用的焊接材料和焊接工艺合理。从而,为固体火箭发动机壳体设计提供了依据。     

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.     

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。     

显微组织对SA508 Gr.3钢断裂方式的影响

采用光学显微镜、扫描电镜和电子背散射衍射等手段研究了具有铁素体+贝氏体、粒状贝氏体、板条贝氏体+马氏体和板条马氏体4种显微组织的核电压力容器用SA508 Gr.3钢的低温(-196℃)冲击吸收能量和二次裂纹扩展行为。结果表明:低温冲击吸收能量随实验钢中硬相增多而升高。铁素体+贝氏体混合组织的实验钢中,裂纹大多在晶界形核,二次裂纹数量较少,但易于扩展;粒状贝氏体组织的实验钢因含有大量的马氏体/奥氏体岛,能提供大量的形核位置,致使二次裂纹呈现多而短的特征;裂纹在板条贝氏体组织中比在马氏体中更容易扩展,这是因为高密度的大角度界面能有效阻止裂纹扩展,故板条马氏体组织实验钢的冲击性能最好。     

Experimental study on fracture toughness of OS-F101 415F pipeline steel and its welded joint

The fracture toughness of OS-F101 415F pipeline steel and its welded joint had been systematically studied. The present results suggest that OS-F101 415F pipeline steel and its welded joint all have relatively high fracture toughness values at 0℃, which are higher than 0.30 mm. The main reason for such results is the over 80% acicular ferrite in their mwrostructure     

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。     

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。     

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.