摘 要:我國核電工程沖擊試驗通常采用 GB/T２２９－２００７和 ASTM E２３－２００７a兩種標(biāo)準(zhǔn),以核 電工程常用的SAＧ５０８Gr．３Cl．１鋼和SAＧ１８２F３１６LN 鋼為研究對象,從沖擊吸收能量和韌脆轉(zhuǎn)變溫度 兩方面對比分析了兩種標(biāo)準(zhǔn)的差異.結(jié)果表明:GB/T２２９－２００７更嚴(yán)格,按此標(biāo)準(zhǔn)測得的沖擊吸收 能量比按照 ASTME２３－２００７a測得的要低;當(dāng)SAＧ５０８Gr．３Cl．１鋼的試驗溫度高于韌脆轉(zhuǎn)變溫度時, 采用兩種標(biāo)準(zhǔn)測得的沖擊吸收能量差值均隨溫度升高而增大;當(dāng)溫度低于韌脆轉(zhuǎn)變溫度時,采用兩種 標(biāo)準(zhǔn)測得的沖擊吸收能量較接近;SAＧ１８２F３１６LN 鋼在試驗溫度范圍內(nèi),按照 ASTM E２３－２００７a測 得的沖擊吸收能量均比按照 GB/T２２９－２００７測得的要高,且在－８０ ℃兩者差別最大.建議在充分 積累核電工程材料沖擊性能數(shù)據(jù)的基礎(chǔ)上,逐步采用 GB/T２２９－２００７進(jìn)行核電材料沖擊性能評價.
關(guān)鍵詞:核電工程;沖擊試驗;標(biāo)準(zhǔn);沖擊吸收能量
中圖分類號:TG１１５．５ 文獻(xiàn)標(biāo)志碼:A 文章編號:１００１Ｇ４０１２(２０２０)０３Ｇ００２２Ｇ０４
目前我國核電設(shè)備機(jī)型眾多,技術(shù)路線多樣化, 但由于核電工程標(biāo)準(zhǔn)不統(tǒng)一,造成核電廠核島機(jī)械 設(shè)備設(shè)計和制造存在不必要的重復(fù)和消耗等情況, 我國核電安全和自主化發(fā)展對統(tǒng)一核電相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)也 提出了迫切需求[１].在我國核電工程中,沖擊試驗 常用標(biāo)準(zhǔn)有兩種,分別是 GB/T２２９－２００７«金屬材 料 夏比擺錘沖擊試驗方法»和 ASTM E２３－２００７a StandardTestMethodsfor Notched BarImpact TestingofMetallicMaterials,該兩種標(biāo)準(zhǔn)的不一致成為困擾核電技術(shù)路線統(tǒng)一的主要難點之一.具 體的不一致主要體現(xiàn)在擺錘刀刃半徑不同(分別為 ２mm 和８mm),而擺錘刀刃半徑是對試驗結(jié)果影 響較大的因素之一[２].目前核電行業(yè)對該兩種標(biāo)準(zhǔn) 的選用,特別是擺錘刀刃半徑的選取存在較大分歧. 為此,筆者以核電工程中最具代表性的核安全一級 設(shè)備用材 SAＧ５０８Gr．３Cl．１鋼和 SAＧ１８２F３１６LN 鋼 為研 究 對 象,對 比 分 析 了 GB/T ２２９－２００７ 和 ASTM E２３－２００７a兩種標(biāo)準(zhǔn)試驗方法的差異,以 供相關(guān)人員在進(jìn)行沖擊試驗時參考.
１ 試樣制備和試驗方法
１．１ 試樣制備
選用 SAＧ５０８Gr．３Cl．１鋼和 SAＧ１８２F３１６LN 鋼 的鍛件分別作為壓力容器和主管道用材.此兩種材 料的沖擊性能也是我國核電工程中的考核項目[３]. 在上述材料的１/２厚度處分別截取沖擊試樣,取樣 位置和尺寸如圖１所示.
為了排除試樣尺寸效應(yīng)的影響,均按照統(tǒng)一尺寸加工上 述 沖 擊 試 樣,且 盡 量 兼 顧 ASTM E２３－ ２００７a和 GB/T２２９－２００７的要求.沖擊試樣的加 工尺寸如圖２所示.將 SAＧ５０８Gr．３Cl．１鋼和 SAＧ １８２F３１６LN 鋼的沖擊試樣分別記為 １ 號試樣和 ２ 號試樣.采用投影曲線磨方法加工試樣缺口,該方 法的加工精度高并能最大限度地降低對試驗結(jié)果的 影響.加工完成后,對沖擊試樣的尺寸按照表１的 要求(根據(jù) GB/T２２９－２００７和 ASTM E２３－２００７a 制定,取兩個標(biāo)準(zhǔn)要求的重合范圍)進(jìn)行初檢.抽檢 試樣尺寸均滿足表１要求,再從兩種試驗鋼中隨機(jī) 抽?。矀€試樣進(jìn)行復(fù)檢,復(fù)檢結(jié)果如表１所示.
１．２ 試驗方法
按照表２中沖擊試驗條件要求,采用國際和美 標(biāo)的 NI７５０C 型沖擊試驗機(jī)分別按照 GB/T２２９－ ２００７和 ASTME２３－２００７a對１號試樣和２號試樣 進(jìn)行試驗.在試驗前,分別按照上述標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定的間 接檢定方法對 NI７５０C型沖擊試驗機(jī)進(jìn)行檢定.在 沖擊試驗中,GB/T２２９－２００７考慮到取樣過程中 會有溫 度 損 失,規(guī) 定 了 過 冷 補(bǔ) 償,液 氮 溫 度 定 為 －１９２ ℃(液 氮 實 際 溫 度 為 －１９６ ℃),而 ASTM E２３－２００７a并沒有規(guī)定過冷補(bǔ)償,規(guī)定液氮溫度仍 為－１９６ ℃.在每個溫度下試驗３次,取平均值作 為試驗最終結(jié)果.
２ 試驗結(jié)果與討論
２．１ 沖擊吸收能量
１號試樣和２號試樣在不同試驗條件下的沖擊 吸收能量隨試驗溫度的變化如圖３所示.由圖３a) 可見,當(dāng)溫度在－４０ ℃以上時,１號試樣按照 GB/T ２２９－２００７測得的沖擊吸收能量比按照 ASTM E２３ －２００７a測得的要低,且隨著溫度的升高,兩者的沖 擊吸收能量的差值越來越大;當(dāng)溫度上升到４０ ℃ 時,兩 者 的 沖 擊 吸 收 能 量 趨 于 恒 定;當(dāng) 溫 度 在 －４０ ℃以下時,按照這兩種標(biāo)準(zhǔn)測得的沖擊吸收能 量較接近[４],且隨著溫度的降低,沖擊吸收能量均趨 于平穩(wěn),變化較小.ASTM E２３－２００７a中要求試 驗溫度 為 －１５ ℃ 時 試 樣 的 沖 擊 吸 收 能 量 不 小 于４１J,按照 GB/T２２９－２００７得到的試驗結(jié)果更嚴(yán) 格,但在－１５ ℃時仍遠(yuǎn)高于考核值(４１J).
由圖３b)可見,２號試樣沒有呈現(xiàn)出１號試樣的 S形曲線,但在試驗溫度范圍內(nèi),按照 GB/T２２９－ ２００７測得的沖擊吸收能量均比按照 ASTM E２３－ ２００７a測得的要低,且當(dāng)溫度為－８０ ℃時,兩者的沖 擊吸收能量的差值最大;在液氮溫度下,按照 GB/T ２２９－２００７和 ASTME２３－２００７a得到的沖擊吸收能 量分 別 為 ２９６J 和 ３１５J,相 差 １９J;由 于 SAＧ １８２F３１６LN鋼具有較好的韌性,因此在測試溫度范圍 內(nèi),２號試樣在兩種標(biāo)準(zhǔn)下測得的沖擊吸收能量遠(yuǎn)高 于 GB/T２２９－２００７對此類材料的考核值(當(dāng)溫度為 ０℃時沖擊吸收能量大于１００J),因此在核電工程中 可統(tǒng)一按照 GB/T２２９－２００７進(jìn)行沖擊試驗.
２．２ 韌脆轉(zhuǎn)變溫度 在工程應(yīng)用領(lǐng)域,
金屬材料的韌脆轉(zhuǎn)變溫度(即 脆性斷面率達(dá)到５０％時的溫度,記為FATT５０)是評 價金屬材料韌性的主要性能參數(shù)之一[５],也是沖擊 標(biāo)準(zhǔn)存在差異的重要方面.采用雙曲正切函數(shù)分別 對１號試樣的沖擊功和脆性斷面率進(jìn)行擬合,得到 沖擊韌脆轉(zhuǎn)變曲線,如圖４所示.可見１號試樣按 照 GB/T２２９－２００７和 ASTM E２３－２００７a得 到 的韌脆轉(zhuǎn)變溫度較接近,分別為－１２ ℃和－１５ ℃,可 見 GB/T ２２９－２００７ 比 ASTM E２３－２００７a 稍 嚴(yán)格.
由于２號試樣按照不同標(biāo)準(zhǔn)試驗時均未出現(xiàn)晶 狀斷面(為１００％剪切斷面),沒有韌脆轉(zhuǎn)變現(xiàn)象,沖 擊韌度良好,所以不存在韌脆轉(zhuǎn)變溫度.
３ 結(jié)論
(１)對 SAＧ５０８Gr．３Cl．１ 鋼 和 SAＧ１８２F３１６LN 鋼分 別 按 照 GB/T ２２９－２００７ 和 ASTM E２３－ ２００７a進(jìn)行沖擊試驗,按照 GB/T２２９－２００７ 測得 的沖擊吸收能量比按照 ASTM E２３－２００７a測得的 要低,試驗結(jié)果更為嚴(yán)格保守.
(２)當(dāng)SAＧ５０８Gr．３Cl．１鋼的沖擊試驗溫度高于 韌脆轉(zhuǎn) 變 溫 度 時,按 照GB/T２２９－２００７ 和 ASTM E２３－２００７a進(jìn)行試驗所得到的沖擊吸收能量的差值 隨溫度升高而增大,并在４０℃及以上時趨于恒定;當(dāng) 溫度低于韌脆轉(zhuǎn)變溫度時,兩種標(biāo)準(zhǔn)所得到的沖擊吸 收能量較接近.對于SAＧ１８２F３１６LN 鋼,在沖擊試驗 溫度范圍內(nèi),按照 ASTM E２３－２００７a測得的沖擊吸 收能量比按照 GB/T２２９－２００７測得的要高,且當(dāng)溫 度為－８０℃時兩者差別最大.
(３)建議在我國核電工程中統(tǒng)一采用GB/T２２９ －２００７(采 用 ２ mm 擺 錘).該 標(biāo) 準(zhǔn) 雖 然 比 ASTM E２３－２００７a更嚴(yán)格,但由于鋼材沖擊吸收能量較高, 遠(yuǎn)大于考核值,一般不存在驗收不合格比例高的風(fēng) 險.可在核電工程中積累常用鋼材的沖擊試驗數(shù)據(jù), 研究試 驗 值 與 驗 收 值 的 對 應(yīng) 關(guān) 系,逐 步 統(tǒng) 一 按 照 GB/T２２９－２００７進(jìn)行核電工程材料沖擊試驗.
參考文獻(xiàn):
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<文章來源>材料與測試網(wǎng)>期刊論文>理化檢驗－物理分冊>56卷>3期(pp:22-25)>