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    方矩管的成形方法-弯折

    2018-08-21   来源:   点击数:43次 选择视力保护色: 杏仁黄 秋叶褐 胭脂红 芥末绿 天蓝 雪青 灰 银河白(默认色)   合适字体大小:
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     中国钢管信息港据媒体报道:系指制造核裂变反应耐压容器所使用的低合金钢。核反应堆的类型很多,圆管成型的方式称为弯曲,方矩管成型的方式便称为弯折。弯折成型有2种基本方法:实弯和空弯。 
      1、实弯 
      实弯,顾名思义是压实了弯折,实弯时内外辊与管坯内外壁双向压实。 
      1)实弯的优点是反弹小,成型准确,而且只要辊型准确,内角成型的R比较准确。 
      2)实弯的缺点是有拉伸/减薄效应。第一,实弯会使弯折处产生拉伸,拉伸效应使弯折线纵向的长度缩短;第二,实弯弯折处金属会因拉伸而变薄。 
      2、空弯 
      空弯是通过外辊与管坯外壁的单向接触形成弯矩使带料弯折,空弯会使弯折线产生压缩,压缩效应使弯折线纵向伸长,弯折处金属出现堆积变厚,这就是空弯的压缩/增厚效应。 
      1)空弯的优点是可以在无法进行实弯时进行边长的弯折,比如方矩管的上边/侧边同步弯折和精整。空弯还可以弯折R<0.2t的内角而不致管壁发生断裂。 
      2)空弯的缺点是方矩管在上边/侧边同步空弯时,由于上辊和下辊同时产生压力,成型力容易超越临界点,造成边部失稳内凹,并且也会影响到机组稳定运行和成型质量。这也是方矩管和圆管空弯成型时不同的特点。 
      中国钢管信息港据媒体报道:实际应用中,这两种基本方法,在方矩管成型中应根据产品需要配置到合理的工艺位置。应注意实弯成型的拉伸/减薄效应和空弯成型的压缩/增厚效应对于产品质量的影响,否则将导致方矩管成型时侧边内凹,成品管纵向翘曲,而且难以矫直。主要有重水堆、轻水堆、沸水堆、压水堆、气冷反应堆、熔盐反应堆和核聚变反应堆等,其中使用最多的是压水堆,约占70%~80%。反应堆类型不同,其耐压壳体使用的钢类也不同。压水堆耐压壳体主要使用A508-3、A533B等低合金高强度钢。通常所说的反应堆耐压壳体用钢就是指这类钢而言。
    简史   压水堆耐压壳体是在高温、高压和中子辐照等苛刻条件下使用的,因此对材料的性能要求很高。1945年以美国和欧洲为代表的工业发达国家,在压水堆耐压壳体上首先使用了焊接性较好、强度较高的碳素锅炉钢板A212B和锻材A350L-E3,是第-代压水堆耐压壳体用钢;1956年,为改进提高钢的淬透性和高温性能,压水堆耐压壳体用钢,改用锰钼系的低合金高强度钢,是第二代反应堆耐压壳体用钢。随着核电站向高功率大型化方向的发展,反应堆压力容器的直径和壁厚均增大。为保证厚截面钢材的良好综合性能,在60年代中期,反应堆耐压壳体又开始使用淬透性更好的锰钼镍系低合金高强度钢A533B和A508-2,同时热处理规范也由原常化处理改为调质处理,这是第三代反应堆耐压壳体用钢。1970年在使用反应堆耐压壳体用锻钢A508-2的过程中,发现其堆焊层有 “再热裂纹”存在,直接影响使用的安全性。为减少“再热裂纹”发生的倾向,适当地减少了钢中的碳、铬、钼等硬化元素和硫、磷等杂质元素,相应提高了锰含量,开发出A508-3钢。上述的发展过程,可简要地用表归纳如表所示。
    反应堆耐压壳体用钢的发展
    使用时间
    使用状况
    成分类型
    板材热处理
    牌号
    锻件钢号
    1945年
    曾用钢
    C-Si
    N-SR
    A212B
    A350-E3
    1956年
    Mn-Mo
    NT-SR
    A302B
    A336
    1965年
    Mn.Mo.Ni
    QT-SR
    A533B
    A508-2
    1965年至今
    现用钢
    Mn.Mo.Ni
    QT-SR
    A533B
    A508-3
    2000年以后
    将来推荐用钢
    Cr_Mo
    QT-SR
    A542
    A336
    Cr.Ni.Mo
    QT-SR
    A543
    A508-4
    注:N-正火;SR-消除应力退火;NT-正火加回火;QT-淬火加回火。
    中国钢管信息港据媒体报道:目前以美国为代表的西方工业发达国家,反应堆耐压壳体仍在使用A533B(板材)和 A508-3(锻件),这是当今世界压水堆耐压壳体用钢的典型代表材料。前苏联,反应堆耐压壳体使用的是铬钼系的耐热锅炉钢,该钢的主要特点是高温性能好,中子辐照效应小,但该钢的回火脆性倾向大,焊接性较差。
    分类根据反应堆耐压壳体用钢材的制造方法,此类钢材大致可分为两大类:板材和锻件。采用板材用、焊接方法制造的耐压壳体,通常称为板焊结构,它是用特厚钢板直接卷成筒状并纵向焊接而成。这种方法的特点是成材率较高,因而成本较低,但是这种方法也有缺点,即在简体上必须有-条纵向焊缝,导致抗辐照性能降低。锻件是由大型钢锭直接锻造而成的环形简体,因而成材率较低,制造成本较高,但是在简体上没有纵向焊缝,导致抗辐照性能提高,从而提高了结构的安全可靠性。
    随着核电站的大型化,耐压壳体的直径和壁厚均增加,为进-步提高面对活性区的纵焊缝的抗辐照性能,西欧各国反应堆的耐压壳体,正在逐步由板焊结构向环形锻件结构的方向发展。
    技术要求反应耐压壳体是保证反应堆安全和寿命的重要结构。被称为第二道安全屏障(第-道是燃料包壳),它起着容纳冷却剂、支撑堆心、密封放射性物质、保持堆内运行压力等作用,被定为核安全-级设备,在任何情况下都不允许容器破坏和泄漏,所以对耐压壳体用钢提出了如下的要求。
    (1)高强度。反应堆耐压壳体是在较高的压力和温度下运行,因此要求钢材具有较高的屈服强度和高温强度,使钢的蠕变温度远远高于容器的运行温度,以保证容器的安全可靠性。
    (2)高韧性。由于对核容器的安全可靠性要求很高,在任何情况下都不允许发生脆性破坏。-旦容器发生脆性破坏,将引起重大的灾难性事故,造成巨大损失。所以对耐压壳体用钢的韧性提出了很高的要求,钢材辐照前的脆性转变温度不得高于-10℃,以保证钢材具有足够的抗脆断能力。
    (3)抗辐照性能。反应堆耐压壳体除经受高温、高压和腐蚀条件外,还将受到中子的强烈轰击,因此要求耐压壳体用钢还必须具有良好的抗辐照性能。此类钢属铁素体型的低合金高强度钢,具有体心立方结构,当遭受中子的强烈辐射后,导致强度升高,产生辐照强化效应;同时引起塑性韧性降低,产生辐照脆化效应。其中辐照脆化对耐压壳体的安全危害最大。因此核规范对此类钢的抗中子辐照性能提出了明确的要求,反应堆耐压壳体用钢经长期中子辐照后寿命(其服役期为40年)、末期的韧性,即临界无塑性转变温度(NDT)不得高于93LC。若高于此值,则必须进行严格的评审和安全分析,否则反应堆必须退役。
    (4)残余元素。为减少反应堆内中子的消耗,降低u235的临界质量和浓度,耐压壳体用钢不允许使用吸收中子截面大的元素,应严格限制作为残余元素硼的含量,硼含量不得高于3×10-6;为使反应堆便于维修,降低放射性元素对人体的危害,耐压壳体用钢中不允许添加活化截面大的元素钴,必须严格控制其含量,钴含量不得高于0.02%;铜是提高中子辐照脆化效应的元素,反应堆耐压壳体用钢中铜含量不得高于0.03%。
    合金元素的作用反应堆耐压壳体用钢常用的合金元素主要有碳、锰、钼、铬和镍等。碳是很强的强化元素,能显著提高钢的强度,但同时能使钢的塑性和韧性降低,使焊接性变坏,因此,通常都把碳含量控制在0.20%以下。锰是耐压壳体用钢的主要固溶强化元素,在提高钢强度的同时,还能细化铁素体晶粒,对钢的韧性和塑性无显著影响。钼主要用于提高钢的淬透性和高温强度,保证特厚钢板性能的均匀性,在热处理过程中,能显著提高钢的回火稳定性。铬能显著提高钢的淬透性和抗腐蚀能力,在反应堆的工况条件下,能显著降低中子辐照引起的钢的脆化敏感性。镍是提高钢的韧性的重要元素,通过韧化基体以保证钢的良好韧性,特别是提高钢的低温韧性,镍是最有效的元素。
    展望 目前全世界的核电站约有500座以上,其中的80%为压水堆核电站,其制造技术已逐渐成熟,在实践中积累了丰富的使用经验。可以预计,在今后相当长的时期内,压水堆仍将是主要堆型。因此反应堆耐压壳体使用的低合金高强度钢,仍将得到进-步的发展。随着核电站的大型化,耐压壳体用钢正向大厚度、高纯度、高韧性方向发展。在冶金技术上,将普遍采用超高功率电炉冶炼、炉外精炼、真空脱气等手段,大幅度降低钢中的夹杂和有害气体含量,以获得高纯度,进-步改善钢的内在质量,显著提高钢的韧性。在铸造技术上,为生产出高质量无缺陷的大型钢锭,以日本为代表的工业发达国家,开发了理想的无缺陷的定向凝固钢锭,生产出无疏松、无V型偏析、无倒V型偏析和负偏析的内在质量优良的大型定向凝固钢锭,使生产高均匀性、高致密度、无缺陷的大厚度钢板成为可能。随着冶金技术的进步,钢中的有害元素硫、磷将进-步降低,由20世纪70年代的0.015%~0.020%降低到0.005%,大幅度提高钢的韧性,上平台冲击功将由 130J进-步提高到200J以上,中子辐照前的临界无塑性转变温度将达到-35c以下。因此,高纯度、高韧性、高致密度、高均匀性是反应堆耐压壳体钢的主要发展方向,这也是防止核电站装备脆性破坏和疲劳破坏的重要途径。中国钢管信息港据媒体报道
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