Page 44 - 理化检验-物理分册2022年第七期
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DOI : 10.11973 / lh jy -wl202207007

                      反应堆压力容器用                          SA508Gr.3             钢落锤试验


                                                结果异常原因







                                 刘   强,涂盛辉,丁祥彬,彭祥阳,路广遥,翟立宏,刘青松




                                             ( 中广核研究院有限公司,深圳 518000 )
                    摘   要: 国内某反应堆压力容器部件的母材见证件落锤试验结果出现异常。研究了母材见证件
                 的化学成分、 显微组织、 焊接工艺、 硬度、 制样与试验过程, 分析了影响落锤试验结果的主要原因, 可
                 为相关工作人员提供参考。
                    关键词: 反应堆压力容器;落锤试验;无塑性转变温度



                    中图分类号: TG115.5+6    文献标志码: A    文章编号: 1001-4012 ( 2022 ) 07-0028-04

                  Causesforabnormalresultsofdro pwei g httestofSA508Gr.3steelfor

                                               reactor p ressurevessel
                            ,
                                                                  ,

                                                                                         ,
                    LIUQ ian g TUShen g hui , DINGXian g bin , PENGXian gy an g LUGuan gy ao , ZHAILihon g LIUQ in g son g
                          ( ChinaNuclearPowerTechnolo gyResearchInstituteCo. , Ltd. , Shenzhen518000 , China )












                     Abstract : Thedro p wei g httestresultsofthebase metalwitnessofadomesticreactorp ressurevessel

                com p onent were abnormal.The chemicalcom p osition , microstructure , weldin g p rocess , hardness , sam p le

                p re p arationandtest p rocessofthebasemetalwitnesswerestudied , themainreasonsaffectin g thedro pwei g httest

                resultswereanal y zed , whichp rovidedareferenceforrelevantstaff.


                     Ke y words : reactor p ressurevessel ; dro pwei g httest ; nil-ductilit y transitiontem p erature
                                    ) 是衡量钢材韧性储备的               焊后热处 理 态 的 落 锤 试 验 结 果 合 格, 其 中 调 质 态
              无塑性转变温度( T NDT

            一个重要指标, 对于防止钢材发生脆性断裂具有重要                          T NDT≤-28.3 ℃ , 模拟态 T NDT≤-33.3 ℃ 。选取 4
            意义, 其值可通过落锤试验获得。反应堆压力容器                            个产品的母材见证件试样, 分别编号为 1A , 1B , 2A ,
            ( RPV ) 是压水堆核电站反应堆冷却系统的关键设备                       2B , 其中 1A , 2A 为在 0° 方向上截取的试样, 1B , 2B
            之一, 是防止冷却剂和放射性裂变产物逸出的第二道                           为在 180° 方向上截取的试样, 对 4 个试样进行落锤
            安全屏障。 RPV 长期工作在高温、 高压、 高放射性的                       试验, 结果出现异常。试样类型均为 P-3 型, 试验温

            环境下, 为保证设备受中子辐照后不发生脆性断裂,                           度为 -18.3 ℃ , 取样位置为t / 4~t / 2 ( t 为试样的壁

                                                  。            厚, t=170mm ), 试样进行落锤试验后的宏观形貌
            需要在设备制造过程中准确地测定其 T NDT
                                                               如图 1 所示, 落锤试验结果如表 1 所示。
            1  试验方法
                                                                   锻件制造厂和产品制造厂的落锤试验结果存在
                 国内某堆型 RPV 某部件处于堆芯区, 要求其                       较大差异, 对 RPV 安全构成严重影响, 需对其根本
            参考无塑性转变温度不大于 -23.3 ℃ , 在制造过程                       原因进行分析研究, 以消除隐患。


            中 按 ASTM E208-20Standard Test Methodf or          2  原因分析
            Conductin g Dro p -Wei g htTesttoDetermine 进 行




            落锤试验。该锻件在出厂验收时, 其调质态和模拟                                已有很多学者研究了堆焊电流大小、 焊道长短、
                                                               焊道缺口、 取样位置、 试样尺寸等因素对落锤试验结
                                                               果的影响       。笔者基于前人研究的基础, 对该次落
                收稿日期: 2021-11-10                                       [ 1-3 ]
                作者简介: 刘 强( 1983- ), 男, 高级工程师, 主要从事压水堆和

                                                               锤试验结果异常的原因进行分析。
            金属块堆主设计和研发工作, 157764497@ qq .com
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