haku: @supervisor Hänninen, Hannu / yhteensä: 162
viite: 2 / 162
| Tekijä: | Lydman, Jari |
| Työn nimi: | Impact toughness and microstructure characterization of thermally aged Alloy 52 narrow-gap dissimilar metal weld |
| Termisesti vanhennetun Alloy 52 -kapearailo-eriparihitsin iskusitkeyden ja mikrorakenteen karakterisointi | |
| Julkaisutyyppi: | Diplomityö |
| Julkaisuvuosi: | 2016 |
| Sivut: | (9) + 93 s. + liitt. 33 Kieli: eng |
| Koulu/Laitos/Osasto: | Insinööritieteiden korkeakoulu |
| Oppiaine: | Koneenrakennuksen materiaalitekniikka (K3003) |
| Valvoja: | Hänninen, Hannu |
| Ohjaaja: | Planman, Tapio ; Wallin, Kim |
| Elektroninen julkaisu: | http://urn.fi/URN:NBN:fi:aalto-201612226219 |
| Sijainti: | P1 Ark Aalto 5845 | Arkisto |
| Avainsanat: | dissimilar metal weld safe-end thermal aging impact toughness eriparihitsi safe-end-liitos terminen vanheneminen iskusitkeys |
| Tiivistelmä (fin): | Eriparihitsejä käytetään ydinvoimalaitoksissa erityisesti primääripiirin rakenteellisissa liitoksissa, joissa austeniittisesta ruostumattomasta teräksestä valmistetut primääripiirin putket on liitetty niukkaseosteisesta teräksestä (LAS) valmistettuihin yhteisiin. Tämä safe-end -liitos on osa reaktorin primääripiiriä. Liitos on reaktoriturvallisuuden kannalta yksi tärkeimmistä liitoksista ydinreaktoreissa. Eriparihitsausliitoksissa hitsimateriaalina käytetään nikkeliseoksia. Uusissa laitoksissa hitsausmenetelmänä käytetään kapearailohitsausta (NGW), koska tavalliseen V-railohitsaukseen verrattuna menetelmä on taloudellisesti kannattavampi vaihtoehto. Myös hitsiaineen määrä sekä lämmöntuonti ovat vähäisempiä. Painevesireaktoreissa (PWR) käytettävien materiaalien terminen vanheneminen on ajasta ja lämpötilasta riippuva materiaalin haurastumismekanismi, joka ilmenee ennen kaikkea materiaalin sitkeyden vähenemisenä. Sitkeä-hauras transitiokäyttäytymiseen taipuvaisia rakennemateriaaleja tulisikin käyttää ainoastaan transitioaluetta korkeammissa lämpötiloissa. Kiihdytettyä termistä vanhennusta korkeassa lämpötilassa, tyypillisesti korkeammassa kuin asianomaisen ydinvoimalaitoksen käyttölämpötila, käytetään simuloimaan termisen vanhenemisen vaikutuksia ydinvoimalaitosten käytön aikana. Fosforin suotautuminen paineastiateräksen raerajoille käytön aikana korotetuissa lämpötiloissa on yleinen ilmiö. Fosforin suotautuminen edistää haurasmurtuman muuttumista lohkomurtumasta raerajamurtumaksi, jolloin materiaalin mekaaniset ominaisuudet heikkenevät. Tätä pidetään merkittävänä haurastumismekanismina. Tässä työssä karakterisoidaan eriparihitsausliitoksen perustilan ja 5000 tuntia vanhennetun tilan, erityisesti lämpövyöhykkeen (HAZ), iskusitkeyttä. Testausmenetelmänä käytetään instrumentoitua Charpy-V -iskusitkeyskoetta. Työssä määritetään iskusitkeyden transitioalue ja arvioidaan särön pysähtymissitkeys testatulla materiaalilla. Murtopintoja tutkittiin pyyhkäisyelektronimikroskoopilla (SEM) ja alkuaineiden pitoisuuden sekä jakautumisen muutoksia lämpövyöhykkeessä ja sularajalla analysoitiin elektronimikroanalysaattorilla (EPMA). Termisen vanhennuksen seurauksena transitiolämpötila T42J sekä absorboitunut maksimienergia kasvoivat merkittävästi. EPMA:lla tehdyt analyysit kuvaavat hyvin muutosvyöhykkeen kemiallista koostumusta. Termisestä vanhennuksesta johtuva alkuaineiden diffuusio on selvästi nähtävissä mittaustuloksissa. |
| Tiivistelmä (eng): | Dissimilar metal welds (DMW) are used in nuclear power plants, in particular for the constitution of the primary circuit, for joining primary circuit pipes, made of austenitic stainless steel, with the nozzles of the primary component vessels made of low-alloy steel (LAS). This safe-end is a part of the primary loop of reactor pressure boundary, and it is one of the key safety related components of nuclear reactor. Ni-base alloys are typically used as a weld metal in DMW joints. Narrow-gap welding (NGW) technique is used, since the amount of weld metal is small, heat input is low and the method is more economical than conventional V-grooved weld. Thermal aging of materials used in pressurized water reactors (PWR) is a time and temperature dependent degradation mechanism that typically results in a decreased toughness of the material. In general, structures constructed from alloys that exhibit ductile-to-brittle behaviour should thus be used only at temperatures above the transition region. Accelerated thermal aging at a temperature higher than the nuclear power plant operating temperature is used to simulate the thermal aging effects during the NPPs service time. Segregation of phosphorus to grain boundaries in pressure vessel steels during service at elevated temperatures is a relatively common occurrence. The segregation of P promotes a change in the brittle fracture mode from transgranular to intergranular, and degradation in mechanical properties. This is considered as a major degradation mechanism for thermal aging. In this work, the impact toughness of as-received and 5000 hours aged conditions of the safe-end DMW joint, and in particular the heat-affected zone (HAZ), is characterized. The used test method is the instrumented Charpy-V impact toughness test. Ductile-to-brittle transition region was characterized and crack arrest toughness estimated for the test material. Scanning electron microscopy (SEM) was used to examine fracture surfaces and electron probe microanalyzer (EPMA) was used to reveal the elemental distribution and composition evolution over the HAZ and fusion line. As a result of thermal aging, the transition temperature T42J and the maximum absorbed energy increased significantly. In this work, the EPMA analyses were shown to provide a good overview of the chemical composition over the fusion line. Diffusion of elements occurred during the thermal aging is clearly visible in analysed data. |
| ED: | 2017-01-08 |
INSSI tietueen numero: 55258
+ lisää koriin
INSSI