焊后热处理时间对SA-508Gr.3Cl.2钢焊缝力学性能影响的研究 被引量：8

1

作者 王弘昶 张文杨 左波 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2016年第15期28-31,共4页

在三代非能动压水堆核电设备上,大量地使用到了SA-508Gr.3Cl.2钢,该材料具有较高的强度和低温冲击韧性。由于核电部件材料厚度大,SA-508Gr.3Cl.2钢焊接完成后需要进行较长时间的热处理,以消除残余应力。针对SA-508Gr.3Cl.2焊缝,选取了... 在三代非能动压水堆核电设备上,大量地使用到了SA-508Gr.3Cl.2钢,该材料具有较高的强度和低温冲击韧性。由于核电部件材料厚度大,SA-508Gr.3Cl.2钢焊接完成后需要进行较长时间的热处理,以消除残余应力。针对SA-508Gr.3Cl.2焊缝,选取了国内外不同牌号的四种埋弧焊焊丝焊剂进行焊接试验,并分别进行了不同焊后热处理保温时间下的焊缝金属拉伸和冲击试验。通过对试验结果的分析表明:焊后热处理后,SA-508 Gr.3Cl.2钢焊缝拉伸性能有较大程度的降低,随着焊后热处理时间的增长,焊缝强度降低的趋势逐渐减缓;焊后热处理对SA-508Gr.3Cl.2钢焊缝冲击性能影响无明显规律;随着焊后热处理时间的延长,焊缝基体组织未发生显著变化,晶间析出物有所增加并长大。焊缝的性能,特别是其低温冲击性能,更大程度取决于焊接参数,尤其是焊接热输入量。为获取理想的焊缝力学性能,需采用合适的焊接参数,控制热输入量。 展开更多

关键词 sa-508gr.3cl.2 钢焊缝 焊后热处理 拉伸性能 冲击韧性

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核电用SA-508 Gr.3 Cl.2钢带极电渣堆焊工艺 被引量：3

2

作者 朱伟伟 石立波 《化工设备与管道》 CAS 2016年第6期27-31,共5页

根据某核电项目要求,对堆焊要求的分析和堆焊方法的选择,通过带极电渣堆焊评定对堆焊金属进行拉伸、弯曲、化学成分、铁素体数、晶间腐蚀、硬度、金相的分析试验,结果满足标准和项目要求。试验结果表明,采用合理的措施和合适的焊接参数... 根据某核电项目要求,对堆焊要求的分析和堆焊方法的选择,通过带极电渣堆焊评定对堆焊金属进行拉伸、弯曲、化学成分、铁素体数、晶间腐蚀、硬度、金相的分析试验,结果满足标准和项目要求。试验结果表明,采用合理的措施和合适的焊接参数,使用电渣带极堆焊能获得优异焊接接头,并成功对产品的SA-508 Gr.3 Cl.2进行大面积不锈钢带极电渣堆焊。 展开更多

关键词 核电 电渣堆焊 sa-508 gr.3 C1.2

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反应堆压力容器用SA-508 Gr.3 Cl.1钢钨极惰性气体保护焊工艺研究 被引量：6

3

作者 张俊宝 姚俊俊 林绍萱 《压力容器》 北大核心 2020年第7期9-13,18,共6页

反应堆压力容器用材料主要是Mn-Mo-Ni钢,其压力边界焊缝使用的焊接方法仅为焊条电弧焊(SMAW)、埋弧焊(SAW)。为了提高焊接质量、减少清根的工作量,进行了反应堆压力容器Mn-Mo-Ni(SA-508 Gr.3 Cl.1)配套钨极惰性气体保护焊(GTAW)工艺的研... 反应堆压力容器用材料主要是Mn-Mo-Ni钢,其压力边界焊缝使用的焊接方法仅为焊条电弧焊(SMAW)、埋弧焊(SAW)。为了提高焊接质量、减少清根的工作量,进行了反应堆压力容器Mn-Mo-Ni(SA-508 Gr.3 Cl.1)配套钨极惰性气体保护焊(GTAW)工艺的研究,并完成了焊接工艺评定试验。研究结果表明,钨极惰性气体保护焊可用于反应堆压力容器产品焊接。 展开更多

关键词 sa-508 gr.3 cl.1钢 钨极惰性气体保护焊 焊接工艺

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ASME SA508 Gr.3 Cl.2管板锻件焊接裂纹分析及预防措施 被引量：1

4

作者 曹伟华 范春和 郭铁 《锅炉技术》 北大核心 2020年第6期51-53,共3页

材料为ASME SA508 Gr.3 Cl.2的锻件表面堆焊镍基合金后容易产生裂纹,基本原因是焊前预热规范、后热时机以及锻件本身有残余应力且氢含量偏高。为了使管板锻件焊后满足质量要求,应考虑锻件本身残余应力及氢含量偏高等因素的基础上。通过... 材料为ASME SA508 Gr.3 Cl.2的锻件表面堆焊镍基合金后容易产生裂纹,基本原因是焊前预热规范、后热时机以及锻件本身有残余应力且氢含量偏高。为了使管板锻件焊后满足质量要求,应考虑锻件本身残余应力及氢含量偏高等因素的基础上。通过理论分析和改进工艺等方式制定并实施合理的焊接技术。分析了管板锻件堆焊后产生缺陷的情况,通过3个原因分析提出有效预防此类缺陷产生的工艺措施。 展开更多

关键词 ASME SA508 gr.3 cl.2锻件 堆焊镍基合金 焊后裂纹原因分析

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SA508 Gr.3Cl.1钢动态再结晶行为研究 被引量：3

5

作者 马璟 刘建生 郭桢 《河南科技大学学报（自然科学版）》 CAS 北大核心 2022年第3期1-8,M0002,共9页

通过在热模拟试验机Gleeble-1500上对SA508 Gr.3Cl.1钢进行变形温度为950~1 200℃、应变速率为0.001~1 s;的等温压缩试验,研究了其在高温热变形时的动态再结晶行为。基于P-J法确定了临界应力和临界应变,建立了其与热变形参数Z之间的数... 通过在热模拟试验机Gleeble-1500上对SA508 Gr.3Cl.1钢进行变形温度为950~1 200℃、应变速率为0.001~1 s;的等温压缩试验,研究了其在高温热变形时的动态再结晶行为。基于P-J法确定了临界应力和临界应变,建立了其与热变形参数Z之间的数学模型。基于改进的Avrami方程建立了SA508 Gr.3Cl.1钢的动态再结晶动力学模型。以变形温度和应变速率为变量建立了动态再结晶尺寸模型。研究结果表明:SA508 Gr.3Cl.1钢在高温低应变速率下,更容易发生动态再结晶。在动态再结晶进行充分的情况下,温度越高,应变速率越低,动态再结晶晶粒尺寸越大。动态再结晶尺寸模型计算值与试验值之间的相关系数达0.97。 展开更多

关键词 SA508 gr.3cl.1 热变形 动态再结晶动力学模型 动态再结晶晶粒尺寸模型

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基于锻后热处理响应的SA508 Gr.3Cl.1钢锻造工艺容限研究 被引量：3

6

作者 马璟 刘建生 贾祥 《热加工工艺》 北大核心 2022年第7期48-51,共4页

通过平面压缩变形试验研究了热变形对SA508 Gr.3Cl.1钢锻后晶粒尺寸的影响及锻后晶粒尺寸与正火后晶粒尺寸的关系。结果表明,热变形温度和应变量对锻后晶粒尺寸影响较大,而对正火后晶粒尺寸影响不大。正火后晶粒细化均匀,晶粒尺寸约为20... 通过平面压缩变形试验研究了热变形对SA508 Gr.3Cl.1钢锻后晶粒尺寸的影响及锻后晶粒尺寸与正火后晶粒尺寸的关系。结果表明,热变形温度和应变量对锻后晶粒尺寸影响较大,而对正火后晶粒尺寸影响不大。正火后晶粒细化均匀,晶粒尺寸约为20μm。根据正火后晶粒度对锻后晶粒度的响应关系,SA508 Gr.3Cl.1钢组织遗传性极小,说明正火后晶粒尺寸对锻后晶粒尺寸不敏感。因此,从晶粒度的角度出发,SA508 Gr.3Cl.1钢锻件锻造过程关注的重点应该是零件形状尺寸,这对降低难成形复杂大锻件的锻造具有重要意义。 展开更多

关键词 SA508 gr.3cl.1钢 大锻件 锻造组织 正火组织

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SA-508 Gr.3钢动态应变时效的研究进展 被引量：1

7

作者 王龙 刘飞华 +2 位作者 尤磊 胡益川 曾小川 《材料导报》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第A01期47-49,共3页

SA-508Gr.3钢凭借良好的力学性能,被广泛应用于压水堆核电站核岛设备上。本文综述了动态应变时效对SA-508Gr.3钢微观组织、断裂韧性和应力腐蚀敏感性的影响,总结了动态应变时效发生的机理,提出了SA-508Gr.3钢动态应变时效研究存在的问... SA-508Gr.3钢凭借良好的力学性能,被广泛应用于压水堆核电站核岛设备上。本文综述了动态应变时效对SA-508Gr.3钢微观组织、断裂韧性和应力腐蚀敏感性的影响,总结了动态应变时效发生的机理,提出了SA-508Gr.3钢动态应变时效研究存在的问题及解决思路。 展开更多

关键词 sa-508gr.3钢 动态应变时效 研究进展

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三代核电SA-508 Gr3钢化学成分影响分析 被引量：1

8

作者 马中良 《热加工工艺》 北大核心 2019年第2期41-45,共5页

论述了ASME SA-508 Gr3钢中单一化学成分对组织结构和力学性能的影响;讨论了化学成分对该钢的奥氏体形成、晶粒形成、淬火、回火、力学性能和中子辐照的综合影响,为锻件化学成分的量化控制及质量提高提供支撑和技术参考。

关键词 sa-508 gr3 化学成分 三代核电站 中子辐照

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大气环境中SA-508钢锻件表面氧化的试验研究 被引量：2

9

作者 陆连萍 顾佳磊 李晓冬 《压力容器》 北大核心 2018年第1期7-14,共8页

尝试模拟核电压力容器筒体外表面在电厂运行期间所形成氧化膜的粗糙度、表面形貌、物相成分、层次结构、氧化增重速率等特征参数,对压力容器筒体用材进行模拟运行环境工况的高温氧化试验,对比不同初始状态的试样表面形成的氧化膜的差异... 尝试模拟核电压力容器筒体外表面在电厂运行期间所形成氧化膜的粗糙度、表面形貌、物相成分、层次结构、氧化增重速率等特征参数,对压力容器筒体用材进行模拟运行环境工况的高温氧化试验,对比不同初始状态的试样表面形成的氧化膜的差异,以获得贴近实际情况的氧化产物。研究数据表明,压力容器材料属于完全抗氧化类,且高温试验前未锈蚀氧化与高温试验前锈蚀氧化的数据存在一定的差异,该研究为熔融物堆内滞留方案提供有效数据。 展开更多

关键词 氧化膜 压力容器 大气暴露 sa-508gr.3cl.1

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三代核电反应堆压力容器低合金钢焊缝性能对比分析 被引量：2

10

作者 梅乐 张俊宝 +3 位作者 王永东 黄逸峰 王秉熙 郑明光 《压力容器》 北大核心 2024年第2期1-6,共6页

通过模拟国内三代核电压水堆反应堆压力容器环焊缝,分别采用国产焊接材料和进口焊接材料,在焊接工艺性能、焊缝金属化学成分、拉伸、冲击韧性、落锤和低周疲劳试验等方面进行了对比分析。结果表明,国产和进口焊接材料的焊接工艺性能和... 通过模拟国内三代核电压水堆反应堆压力容器环焊缝,分别采用国产焊接材料和进口焊接材料,在焊接工艺性能、焊缝金属化学成分、拉伸、冲击韧性、落锤和低周疲劳试验等方面进行了对比分析。结果表明,国产和进口焊接材料的焊接工艺性能和焊缝金属力学性能均相当;焊接试件不同厚度取样位置的焊缝金属-28.3℃冲击吸收能量平均值都大于90 J,有较大的设计裕量。该国产焊接材料已应用于国内某三代核电机组反应堆压力容器,为进一步推广应用提供技术支撑。 展开更多

关键词 反应堆压力容器 sa-508 gr.3 cl.1钢 国产焊材 焊缝性能

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大型德士古气化炉焊接工艺研究 被引量：4

11

作者 孙敬岩 于淏 李春光 《压力容器》 2014年第7期65-69,48,共6页

对大型德士古气化炉的主壳体Cr-Mo钢焊接和内壁镍基堆焊进行了工艺试验,检测了主壳体焊接接头的常规力学性能和高温性能以及内壁堆焊层的化学成分、晶间腐蚀等,试验结果满足产品的设计要求,并用于产品的实际制作。

关键词 sa-387gr11cl2 高温性能 镍基合金 晶间腐蚀

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真实表面材料及其老化效应对反应堆压力容器ERVC-CHF影响的试验研究 被引量：5

12

作者 陆维 胡腾 +2 位作者 赵宇峰 杨胜 常华健 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第10期1782-1786,共5页

通过反应堆压力容器外部冷却(ERVC)实现熔融物堆内滞留(IVR)技术是核电厂严重事故缓解的重要措施之一。在本文的研究中,建立了二维切片式、全尺寸的试验台架FIRM,开展严重事故条件下反应堆压力容器ERVC-临界热流密度(CHF)试验研究。试... 通过反应堆压力容器外部冷却(ERVC)实现熔融物堆内滞留(IVR)技术是核电厂严重事故缓解的重要措施之一。在本文的研究中,建立了二维切片式、全尺寸的试验台架FIRM,开展严重事故条件下反应堆压力容器ERVC-临界热流密度(CHF)试验研究。试验采用去离子水作为试验工质,获得了反应堆压力容器下封头ERVC过程的CHF限值。研究了真实表面材料对CHF的影响及其影响机理,讨论了在去离子水下表面材料SA508 Gr3.Cl.1钢的老化效应。本试验研究对于认识反应堆压力容器IVR-ERVC条件下的CHF行为、提高反应堆压力容器安全性有重要意义。 展开更多

关键词 临界热流密度 SA508 gr3. cl.1钢 严重事故 熔融物堆内滞留

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反应堆压力容器用锻件不同规范取样位置的差异性 被引量：2

13

作者 王大庆 李俊英 +1 位作者 李长香 张永坤 《兵器材料科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第4期114-116,共3页

为提高核电设计、工艺、制造、质量管理等人员对ASME规范和RCC-M规范在压力容器大型锻件取样位置差异性的理解,通过分析其在反应堆压力容器锻件中不同取样位置和热处理厚度要求方面的差异,得出ASME规范是通过限制最大热处理厚度及加工... 为提高核电设计、工艺、制造、质量管理等人员对ASME规范和RCC-M规范在压力容器大型锻件取样位置差异性的理解,通过分析其在反应堆压力容器锻件中不同取样位置和热处理厚度要求方面的差异,得出ASME规范是通过限制最大热处理厚度及加工余量来控制锻件热处理厚度,而RCC-M规范是通过锻件评定的方法来证明大型锻件的内部质量。不管采用哪种规范,取样位置必须具有代表性,其测定值能真正代表产品的性能,满足适用标准的要求。 展开更多

关键词 ASME SA 508gr.3cl.1钢 RCC-M 16MND5钢 锻件 取样位置 热处理厚度

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