核电设备用SA508—3钢的研究
核电设备用SA508—3钢的研究
    根据ASME Code的要求，绘制了SA508-3钢的断裂韧性和疲劳特性曲线，表明国产钢的安全裕度较大，生产蒸发器时对母材、焊缝及热影响区都可按此方法测定。
0　引　言
  核电设备的蒸发器的主体材料SA508—3钢和其它锅炉及压力容器材料一样，完全没有裂纹和缺陷是不可能的。在制造和运行检验中，没发现裂纹和缺陷，仅表示现代无损检验技术尚不能发现此种缺陷。研究材料的失效方式，尤其是最危险的一种方式—断裂(包括用KIC表示的有裂纹的脆性断裂、用RTNDT和FATT表示的无裂纹的脆性断裂和疲劳断裂)，就具有重要的意义。
  断裂韧性分析曲线是核电压力容器选材和设计的基础，这在ASME B and PV Sec.Ⅲ APP.G和Sec.Ⅺ.APP.A断裂韧性分析曲线及Sec.Ⅲ APP 图1-9.1的设计疲劳曲线中都有规定。
  做出SA508—3的断裂韧性分析曲线与疲劳曲线，用于材料生产前的质量控制，材料生产中的过程控制，材料生产后的检验以及运行中材料的在役监测，作为评价蒸发器安全性的重要数据，确保蒸发器安全运行40年，具有十分重要意义。
  设计疲劳曲线表示应力(或应变)——循环疲劳次数的数据，这一曲线绘出了交变应力分量的许用幅度Sa(交变应力范围的一半)对循环次数的关系，按GB6399的方法，采用轴向加载的均匀截面试样(b)，用一组试样，选取若干个应力值，分别测定出到达失效的循环数，然后画出Δσ/2-2Ns曲线，试验设备为MTS NEW81025吨液压伺服疲劳试验机，采用计算机进行试验控制和数据采集。
  断裂韧性分析曲线，按ASME的规定是非规定性的附录，可以用其它的方法计算绘制。Sec.Ⅲ用于设计，仅考虑正常操作状态；Sec.Ⅺ则用于服役状态，不仅考虑正常状态还要考虑紧急状态和错误状态。根据ASME E339的规定，测定断裂韧性KIC的试件厚度必须大于2.5(KIC/σy)2，直接测定KIC值实际是不可能的。
  近几年来，先进工业国家都在努力开展用小的试样代替大试样，用计算的方法代替实测方法，求出FATT和Kcv-us，求出KIC曲线的工作，这是比较好的有效的方法。考虑夏比冲击试验吸收功的误差，FATT的测量误差，断裂韧性的误差，可预想所预测的断裂韧性会产生某种程度的误差。
  为了了解SA508—3钢的断裂韧性研究现状，1994年6月7日在北京中国核情报中心进行了I
NIS光盘数据库(1992～1993)和核中文科技文献数据库(1992～1993)的检索，结论为当时尚未发现有关SA508—3断裂韧性研究方面的文献。
1　试验材料
  试验材料SA508—3钢试验件。试件的化学成分如表1。
  热处理：正火+调质
  机械性能：如表2。
  晶粒度及夹杂物：如表3。
表1　化学成分
C
Si
Mn
P
S
Cr
Ni
Mo
Cu
Al
V
Co
As
Sn
Sb
N
O
H
0.18
0.17
1.40
0.005
0.003
0.14
0.79
0.51
0.04
0.02
0.005
0.0008
0.0040
0.0042
0.00005
0.0123
0.0060
0.0003
表2　机械性能表
韧性断裂
温度
σ0.2/MPa
σb/MPa
δ5/%
ψ/%
0℃AKV/J
纵向室温
530
632
27.5
75
312　365　310
纵向350℃
415
563
19.5
75
横向室温
481
614
29
75
302　241　311
横向350℃
418.5
555.5
19.5
75
3　金相
晶粒度
非金属夹杂物
6.5-6级评定方法按
ASME E45方法A
硫化物1.5级
氧化物0.5级
总量≤4级
 
2　RTNDT和FATT的测定
2.1　RTNDT的测定
  参考无塑性转变温度是SA508—3钢对高韧性要求的条件之一，也就是参考无塑性转变温度越低越好，是按能量法确定韧脆转变温度的方法。
  无塑性转变温度NDT是指按ASME E208试验时，标准试样发生断裂的最高温度，它表明含有小裂纹的试样在动态加载屈服应力下发生脆断的最高温度，也就是说下平台开始上升的温度。
  按ASME的规定落锤试样采用P—2型试样，尺寸为19mm×51mm×127mm，取样位置如图1。
图1　落锤试样取样位置
  试验结果如表4。
表4　落锤试样试验结果

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