核电双相不锈钢S32101焊接工艺研究

双相不锈钢的金相组织是铁素体与奥氏体,具有碳钢和奥氏体不锈钢的综合性能,尤其是耐海水腐蚀性能优越,且采用Mn、N代镍,降低造价。由于不良的热成形性能,双相不锈钢在以往核电建设方面仅用于仪表小管。在AP1000核电中,S32101双相不锈钢大量用于结构模块,主要性能是结构强度(常温与高温)和耐腐蚀性。结构模块制造、安装过程中的焊接工艺是保证模块整体性能的特殊工艺。双相不锈钢S32101的焊条电弧焊,需要掌握不同焊接线能量对的熔敷金属性能的影响,得出最佳的焊接工艺规范。     

稀土元素Gd对2308双相不锈钢热变形行为的影响

为解决含Gd双相不锈钢热加工不足问题,本文以含2%Gd的双相不锈钢为研究对象,在不同温度下开展热模拟压缩实验,研究含Gd双相不锈钢热变形行为及组织演变。利用Gleeble-1500D热模拟试验机对含Gd双相不锈钢进行变形量为50%的单道次热变形试验。根据真应力-真应变曲线计算了该合金的热变形激活能Q_d,建立本构方程。同时对热变形后的组织进行了分析,探究稀土元素Gd对含Gd双相不锈钢热变形行为的影响,结果表明,在热变形过程中,合金的动态软化机制主要为动态再结晶。合金包含两种含Gd析出相,即条带状的脆性析出相M₃Gd相和M₁₇Gd₂相（M=Fe、Cr、Ni）,均为六方结构。当变形温度为1 050 ℃时,脆性M3Gd相破坏了基体的连续性,无法与基体协同变形,降低了合金的热塑性,导致合金在热变形过程中出现沿晶开裂。含Gd双相不锈钢适宜的热加工工艺区间的应变速率为0.01~0.1 s^-1,变形温度为950~1 000 ℃。     

不同材料的核电厂主管道LBB评估对比研究

我国核电厂主管道的材料主要有铸造奥氏体不锈钢(CASS)和锻造不锈钢(WSS)。针对CASS和WSS两种材料的主管道,依据美国核管会的SRP3.6.3进行主管道硬前漏(LBB)评估的对比研究。考虑热老化效应获取可信的材料性能数据,根据材料性能差异采用极限载荷法或J积分撕裂模量汇交法计算临界裂纹尺寸。根据Henry均匀非平衡双相流模型计算泄漏裂纹尺寸,并通过环向表面裂纹和贯穿裂纹的扩展分析论证了裂纹疲劳扩展不会导致管道的突然断裂。研究结果表明,WSS材料和CASS材料相比具有更好的LBB性能。     

汽水分离再热器疏水回路中疏水控制段的计算

该文从双相流动的基本原理出发,分析导出了核电站汽水分离再热器疏水回路中疏水控制段的设计、计算方法.该方法适合各类双相绝热流动管系的设计和计算.     

《压水堆核电厂螺柱焊接规范》等2项标准通过审查

正能源行业核电标准化技术委员会秘书处于2013年12月25日~27日,在北京组织召开了核电标准的审查会,本次会议审查了由上海核工程研究设计院主编的《压水堆核电厂螺柱焊接规范》和《A240(S32101)双相不锈钢焊接技术条件》2项标准。来自中国核电工程有限公司、山东核电设备制造有限公司、上海核工程研究设计院、中广核工程有限公司、哈尔滨焊接研究所等12家单位的标技委委员、专家和代表参加了会议。     

304L不锈钢代替321不锈钢的可行性研究

为了优选反应堆材料,本文对0Cr18Ni10Ti(321)和00cr19Ni10(304L)不锈钢的冶金性能、物理性能、力学性能、腐蚀性能、焊接性能、加工性能进行了对比分析.分析结果表明:304L不锈钢除了拉伸和蠕变强度比321不锈钢低一点外,其余性能在反应堆运行工况下比321不锈钢好.在反应堆中304L不锈钢可以替代的321不锈钢.     

几种钎料对钛合金/不锈钢钎焊接头的钎缝强度与界面的影响

采用4种成分的银基钎料制备了钛合金/不锈钢钎焊接头,用力学性能试验、金相试验、扫描电镜分析及电子探针分析方法,测量了钎缝强度,分析了断口形貌和钎缝界面组织.研究表明:不锈钢/Ag95CuNiLi/钛合金钎缝强度可达220 MPa,在不锈钢/Ag95CuNiLi扩散区形成了脆性相;不锈钢/Ag88Al10MnSi/钛合金钎缝强度为242 MPa,不锈钢/ Ag88Al10MnSi一侧的钎缝区易形成裂纹;不锈钢/Ag85Al8Sn/钛合金钎缝强度只有123 MPa;不锈钢/Ag85Al8SnNi/钛合金钎缝强度可达280 MPa,钎料与母材冶金结合较好.     

退役核设施不锈钢中氚的分析

在自制的氚污染不锈钢的高温热解析制样系统中对氚污染不锈钢样品进行解析分析,并对影响不锈钢样品中氚回收率的解析温度、解析时间、催化氧化效率、冷凝收集效率等条件进行了优化研究。结果表明,当载气（空气）流速为60～80 L/h,解析温度和催化氧化温度为700 ℃,冷凝温度为-20 ℃,解析时间为2 h时,氚污染不锈钢样品高温制样系统的冷凝收集效率为99%,催化氧化效率为98.6%,不锈钢样品中氚的解析率＞95%。以上结果表明,该不锈钢高温热解析制样系统及其解析条件能够满足退役核设施不锈钢样品中氚的分析要求。     

脉冲磁体中不锈钢筒对磁场的影响研究

建立脉冲磁体线圈与不锈钢筒之间电磁耦合分析模型,利用数值分析法,对不锈钢套筒对磁场波形的影响进行理论分析与计算.结果表明,不锈钢套筒增加了放电回路中的等效电阻,降低了等效电感,导致磁场到达峰值时刻的时间缩短,磁场峰值降低.壁厚20 mm的不锈钢筒,磁场峰值降低4.9%,磁场达到峰值时间缩短6.7%.实验结果与理论分析吻...     

马氏体不锈钢上充泵的去污研究

本文介绍了某核电站在换料大修期间进行的马氏体不锈钢上充泵去污工作。针对马氏体不锈钢在常规去污过程中出现的沉积现象,分析探讨了马氏体不锈钢的化学特性,通过改进去污工艺,调整去污工艺的pH值,缩短反应时间,以及降低反应温度,防止了马氏体不锈钢的沉积现象,同时又保证了工艺的整体氧化还原能力。本文总结了此次上充泵去污工作的经验,希望对未来马氏体不锈钢的去污工作提供借鉴。