核电设备典型镍基合金焊接接头力学性能评定及焊缝金属热裂纹敏感性分析

核电设备典型镍基合金焊接接头力学性能评定及焊缝金属热裂纹敏感性分析上海交通大学硕士学位论文核电设备典型镍基合金焊接接头力学性能评定及焊缝金属热裂纹敏感性分析姓名:张茂龙申请学位级别:硕士专业:材料加工工程指导教师:陆皓;牛明安20030301海交通夫学硕士论文核电设备典型镍基合金焊接接头力学性能评定及焊缝金属热裂纹敏感性分析摘要本文以秦.二期核电站反应堆压力容器接管一安全端异种金属镍基合金接头焊接为背景。

秦山二期核电站反应堆压力容器,是我国制造的首台级的反应堆压力容器,其中的镍基合金部件及合金系统,有关的镍基合金焊接材料均采用了合金系统材料应用于反应堆压力容器在国内是首次。

其接管一安全端异种金属镍基合金焊接,即带有不锈钢堆焊层的低合金钢和不锈钢之间的焊接,一直是反应堆压力容器焊接巾最大难点之一,主要问题依然是微裂纹和力学性能塑性下降。

本课题结合秦山二期核电站反应堆压力容器的制造,在产品接管一安全端异种金属接头实施焊接前,通过试验分析研究以明确焊缝金属中产生裂纹和塑性下降的原因和影响因素,以优化焊接一艺参数。

本文主要进行了如下几方面工作:讨论了镍基合金焊接的几个主要问题,即焊接热裂纹、焊缝巾气孔和焊缝金属塑性下降等,对热裂纹产生的机理、镍基合金热裂敏感性较强、易产生气币塑性下降的原因作了初步的讨论。

进行了焊缝金属性能试验,就所选用的焊接材料和确定的自动脉冲氩弧焊工艺进行堆焊、板对接和管子对接焊接对比试验,对焊缝金属的金力学试验结果进行分析讨论。

对出现的问题:焊缝中的微裂纹、气孔和焊缝金属塑性彳足就其产生的原因进行分析,探讨焊接材料化学成分和焊接工艺参数等条件对其的影响程度。

对合金焊接热裂纹敏感性进行了分析和评价。

进行了验证试验,完全模拟反应堆雎力容器接管一安全端异种金属接头的结构特征和焊接条件,制备和焊接试件。

在焊缝金属性能试验和分析的基础上,为降低热裂纹、气孔敏感性,减少焊缝金属塑性下降量,提山优化的焊接工艺参数和辅助工艺措施。

对焊接完成后的试件焊接接头、焊缝金属的理化和力学性能按反应堆压力容器技术条件的相应要求进行全面的评定。

通过试验和分析,本文对焊接材料化学成分、工艺参数和辅助工艺措施等因素对合金焊接性的影响程度作了初步的分析研究。

对反应堆压力容器接管一安全端接头镍基合金焊接提出了一套完整的优化工艺,有效地解决了焊接热裂纹、气孔和焊缝金属塑海交通人学硕二:论文性降低等问题,对反应堆压力容器的制造提供了技术保障。

关键词:镍基合金,焊接,力学性能,热裂纹海交通大学硕士论文.?? .. ?‘? .。

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签名,海交通人学硕二论文第一章绪论第一章绪论.研究背景和目的材料、能源和信息是现代科技发展的三大支柱,而能源是人类生存和发展的基础,是国民经济的攮础产业。

在新能源的丌发中,核能是比较现实的选择之?,核能将成为二一世纪主要的能源,人们已普遍认为,核能是一种安全、可靠、经济和清洁的能源,符合可持续发展的方向。

核电站是核能和平利用的主要途径,压水堆核电站是世界上技术相对最成熟的反应堆。

压水堆核电站的核岛中三人主设备:反应堆压力容器、蒸汽发生器和稳压器包含三大捌料系统,刘低台会高强钢,/锻件和铡板,超低碳奥氏体不/ 等锻锈钢///锻件和管材,以及镍基合余件和管材。

对这些材料接头或堆蜱层和隔离层的焊接/堆焊,同样包括上述三类合金系统的焊接材料,其中不锈钢再“吒合金铡之【、镍基合会与不锈钢或低合会铡之间异彳金属接头镍』点合金烀接足炎复杂、要求离、难度火的技术,某些焊接闷题到日也朱能很好解决。

任核电站的运仃过程,,这些焊接接头承受腐蚀、高温、高压、中子辐照和疲劳载衙的作用,在穴水和事故状态还承受冲击载荷和腐蚀应力的作川,’篮求绝对。

奠今稚:。

镍基龠金其有良好的高温性能、抗腐蚀晶间腐蚀、应力腐蚀等性能、抗高温蠕变性能、抗疲劳性能、抗中了辐照性能及介于低合会钢和不锈钢之间的热膨胀系数,被应用二不锈钢与低合金钢之刚过渡连接焊接材料、蒸汽发生器的形换热管、反应堆压力容器的管庸及中子测量管座等关键部位。

早期核电站主设备应用的镍基合盒主要为和合会系统,从二十世纪八纠℃初切始,【在。

Ⅱ塑核。

‘的在役检查中,发现上述合金系统的部件和焊缝存在不少的应力描蚀裂纹。

分析研究后认为和镍躲台;:材料本身的合金系统有荚,所以从此以后,新建的核电站主设备巾的镍基合金更改抗应力腐蚀性能优良的合盒系统,一二种利料的化学成分见表.。

早期焊接材料采用的足合盒系统焊接材料,二十世纪八十年代后期美国公司首先”发了出了使合于合金系统的核级专用焊接材料。

系统镍基合会,含碳量低,铬含量高,具有出色的抗各种水介质和高温气氛腐蚀的性能,在高温水环境中,表现出腐蚀率低和优良的抗应力腐蚀性能,这花是核电设备所期盼的;除此之外,还有强度高、冶会稳定性好和加工工艺性合适等特点。

实践表明,通过~定的’艺措施, 材料本身,以达到较好的焊接性,但是具有合会系统的焊利焊接时,仍然存在众所周知的问题:第一章绪论上海变通大学硕:论文表镍基合金化学成分首先焊缝中易产生裂纹和微裂纹热裂纹;其次大厚度异种金属接头镍基合金焊缝金属延伸率出现降,第三就是焊缝对气孔敏感性较大。

特别是焊缝中的微裂纹问题和焊缝金属延伸率下降问题,一直是困绕焊接方面的难题。

有关文献介绍中,合盒系统焊缝的抗热裂纹能力较好,其热裂纹敏感性要比材料低。

但是,如果焊缝成分控制不好,或者焊接二:艺未进行优化,裂纹发生的概率依然会很高,同时,焊缝会属力学性能特别是拉伸延伸率和断面收缩率的裕度较低。

秦山二期核电站反应堆压力容器中接头结构见图一镍基合金部件及有关图一】反席堆压力容器平¨接管一安全端接头结构简倒.一上海交通学硕论文第一帝绪论合命系统,其中接管一安全端异种金的镍基合会焊接材料均采川了属镍基合会焊接.即带有不锈钢堆焊层的低合盒钢和不锈钢之间的焊接,一直是反应堆压力容器焊接中最大难点之一,主要问题依然是微裂纹和力学性能下降。

在制造前期镍基合盒的焊接试验中,焊缝中也发现了少量的微裂纹及焊缝金属延伸率下降较多,本研究结合秦山二期核电站反应堆压力容器的制造,在产品接管一安全端异种金属接头实施焊接前,通过试验研究以明确焊缝金属中产生裂纹和塑性下降的原因和影响因素,列所采用的镍基合会焊接材料按产品接头的结构和技术条件对其理化和力学性能作出全面的评定,提出合理的焊接工艺方法、焊接规范参数和工艺措麓,应用于我国酋台国产反应堆压力容器接管安全端异种金属镍基合会接头的焊接,使接头性能满足技术条件的要求。

.综述..结晶裂纹镍基合盒焊接热裂纹主要有结晶裂纹、液化裂纹和高温失塑裂纹“‘。

焊缝?发现结晶裂纹和高温失塑裂纹,其最敏感的是结晶裂纹。

焊缝余属在结晶过程中,常情况下,总要经历液态??液固态??同液态??固态儿个阶段,在液固态液相占要部分时,液桐的流动能够补偿结晶收缩和任何应变,也即固相晶体之的间隙能及时被流动的液态金属所填充,这样就把应力限制到了很小的值,因而在浚阶段不会形成裂纹。

在固液态固相占主要部分时, 晶体可以交织长合成骨架,局部联生,形成封闭的液膜,使少量的液态余属主要是低熔点合金的自由流动受到限制,这时塑性形变的基本特点是晶体间的相互移动,晶体本身也可能发生一些变彤。

晶体问残存的液相不易自山流动,在拉伸应力作用下所产生的微小缝隙都无法充,技品问的液相的流动不再能够减少应变,塑性降低到最低,?占们儿乎小能提供机械力。

就可能扮演裂纹源的角色,稍有拉伸应力就有产生裂纹的”,能, 这个阶段叫做“脆性温度区”,即图上日之川的温度范围。

当会属全鼹凝豇后,它的变形能力又得到迅速提高,很难发生裂纹。

脆性温度唰△与合金状态图的“有效结晶温度区州△’”存在对应关系,如图。

在脆性温度区削材料的低塑性或脆化只是形成热裂纹的条件之一,如无拉伸应力引起发生并达到一定的应变量则不会产生裂纹。

因此,是否产生裂纹,除了与反映金属本身特性有关的冶会因素即胎性温度区削△与塑性变形能力。

有关外,还取决丁力学因素即会属在该区问内随温度下降的应变发展情况署。

当合盒在脆性温度区问内的应变咀直线的斜率增长时,则其达到的内应变量则不会产生裂纹;如为直线时,。

,必定产生裂纹;如按直线增长,则在黾时,。

?好是产生结晶裂纹的临界条件,称为临界应变增长率:与材料特性,。

订笑,它综合地反映了材料结品裂纹的敏感性。

因上海交通大学硕士论文第一帝绪论的镍基合金焊接材料均采用了合会系统,其中接管一安全端异种金属镍基合会焊接,即带有不锈钢堆焊层的低合余钢和不锈钢之间的焊接,一直是反应堆压力容器焊接中最大难点之一,主要问题依然是微裂纹和力学性能下降。

在制造前期镍基合金的焊接试验中,焊缝中也发现了少量的微裂纹及焊缝金属延伸率下降较多,本研究结合秦山二期核电站反应堆压力容器的制造,在产品接管一安全端焊缝金属中产生裂纹异种金属接头实施焊接前,通过试验研究以明确和塑性下降的原因和影响因素,对所采用的镍基合余焊接材料按产品接头的结构和技术条牛.其理化和力学性能作出全面的评定,提出合理的焊接工艺方法、焊接规范参数和工艺措麓,应用于我国首台国产反应堆压力容器接管一安全端异种金属镍基合会接头的焊接,使接头性能满足技术条件的要求。