核电站用国产铸造双相不锈钢的热老化

对国产铸造双相不锈钢Z3CN20-09M进行了450℃长达1200 h的加速热老化试验。研究了它的热老化脆化行为。结果表明:随着老化时间的增加,冲击功显著下降,老化1200 h后冲击功为161 J,断裂方式由韧性转变为脆性;奥氏体相显微硬度基本不变,而铁素体相显微硬度显著增加,老化1200 h后铁素体相显微硬度为470 HV10。     

热加工对Z3CN20-09M双相不锈钢组织及热老化冲击断裂行为的影响

铸态Z3CN20-09M双相不锈钢经1200℃热锻后,采用400℃热老化100、1000、3000 h处理。利用SEM和EBSD分析了铸态及锻态Z3CN20-09M双相不锈钢的显微组织和热老化1000、3000 h的冲击断口,采用纳米力学探针和冲击试验机测试了铸态及锻态Z3CN20-09M双相不锈钢热老化0、100、1000、3000 h微区力学性能和冲击性能。研究表明,经热加工后铁素体晶粒的取向呈现无序态,奥氏体晶粒由粗大的柱状晶经再结晶后变成细小的等轴晶。随热老化时间延长,铸态和锻态材料的冲击功都呈现下降趋势。热老化1000 h,铸态和锻态材料均呈现微孔聚集型断裂,断口出现大量韧窝花样。热老化3000 h,铸态和锻态材料均呈现韧窝/解理混合型断裂特征,铁素体发生脆性解理断裂,奥氏体以撕裂或呈微孔聚集型断裂。铁素体区域内取向不同导致锻态材料冲击断口解理特征明显少于铸态材料。     

长期热老化后Z3CN20-09M不锈钢的微观组织与拉伸断裂行为

利用TEM和HRTEM研究了400℃热老化2×10~4 h后Z3CN20-09M不锈钢的微观组织,用纳米力学探针研究了微区力学性能.结果表明:相比于原始状态,经400℃热老化2×10~4 h后,Z3CN20-09M不锈钢中的铁素体发生了调幅分解并且析出了G相,导致铁素体的硬度增加和塑性变形能力下降.利用原位疲劳试验机、SEM和电子探针研究了400℃热老化2×10~ 4 h后Z3CN20-09M不锈钢的微型平板试样拉伸行为.结果表明:热老化后,不锈钢的屈服强度和断裂强度升高,延伸率下降.热老化不锈钢中铁素体发生解理断裂,微裂纹萌生于相界并向铁素体内扩展;奥氏体主要发生微孔聚集型韧性断裂,并且在局部区域发生撕裂.调幅分解是铁素体发生硬脆化和热老化前后Z3CN20-09M不锈钢拉伸断裂行为发生改变的根本原因.     

热老化对316LN不锈钢焊缝冲击性能和显微硬度的影响

核电站主管道奥氏体不锈钢焊缝由于长期在其热老化敏感温度下运行,在服役过程中存在热老化脆化趋向。本文对锻造316LN不锈钢主管道的焊缝在325、365和400℃下15000 h的加速热老化进行试验,并通过TEM研究了焊缝的微观组织变化,采用纳米压入试验和冲击试验对热老化过程中焊缝冲击性能和显微硬度变化进行了研究,使用SEM观察了冲击断口形貌。结果表明:热老化过程中焊缝内铁素体相发生了调幅分解和G相析出;随着热老化时间增加和温度升高,焊缝中铁素体相显微硬度快速增加,奥氏体相未发生改变,焊缝的冲击韧性显著下降。     

TCS不锈钢焊接接头CTOD断裂韧度试验研究

在TCS不锈钢前期焊接试验中发现其焊接接头热影响区的冲击吸收功值在熔合线附近较低,原因是接头热影响区晶粒粗大所致.为了解TCS不锈钢焊接接头发生脆性裂纹的温度,进行了TCS不锈钢焊接接头CTOD断裂韧度试验研究,试验结果得出了发生脆性裂纹的温度.从试验结果和使用情况得出相应的结论,为今后的进一步研究奠定了基础.     

17-4PH不锈钢热老化的磁多参数无损评估

在350℃下对17-4PH不锈钢进行加速热老化后开展力学试验、磁滞回线测试试验与磁多参数测试试验,结果表明,17-4PH不锈钢热老化后冲击功下降,硬度上升。磁滞回线表明热老化对17-4PH不锈钢的宏观磁性无明显影响,且磁参数呈无规律性波动。应用人工神经网络选取合适的节点数与算法,可建立17-4PH不锈钢热老化的多参数高精度评估模型,为17-4PH不锈钢的热老化评估提供新的方法。     

热老化对核电阀杆用17-4PH钢电化学腐蚀性能的影响

为了研究热老化时长对核电阀杆用17-4PH不锈钢电化学腐蚀性能的影响,在温度350℃、压力16.5 MPa下对17-4PH钢开展加速热老化试验,采用PARSTAT 2273电化学工作站和扫描电镜(SEM)研究了经不同时长热老化17-4PH钢在0.6M氯化钠溶液中的电化学腐蚀性能。结果表明,随热老化时间的延长,17-4PH钢的开路电位OCP、自腐蚀电位Ecorr和点蚀电位准b负移,自腐蚀电流Icorr和钝化电流Ip增大,电荷转移电阻Rct减小,双电层电容Cdl增大。经不同时长热老化后,17-4PH钢在0.6 M氯化钠溶液中的表面活性增加,钝化膜溶解速率增加,腐蚀反应阻力减小,耐腐蚀性能降低。SEM结果表明,不锈钢中的第二相不仅会导致不锈钢内部形成腐蚀微电池,加速腐蚀速率,还破坏了不锈钢表面钝化膜的完整性,导致不锈钢耐腐蚀性能下降。     

热老化对核电阀杆用17-4PH钢电化学腐蚀性能的影响

为了研究热老化时长对核电阀杆用17-4PH不锈钢电化学腐蚀性能的影响,在温度350℃、压力16.5 MPa下对17-4PH钢开展加速热老化试验,采用PARSTAT 2273电化学工作站和扫描电镜(SEM)研究了经不同时长热老化17-4PH钢在0.6M氯化钠溶液中的电化学腐蚀性能。结果表明,随热老化时间的延长,17-4PH钢的开路电位OCP、自腐蚀电位E_(corr)和点蚀电位Φ_b负移,自腐蚀电流I_(corr)和钝化电流I_p增大,电荷转移电阻R_(ct)减小,双电层电容C_(dl)增大。经不同时长热老化后,17-4PH钢在0.6 M氯化钠溶液中的表面活性增加,钝化膜溶解速率增加,腐蚀反应阻力减小,耐腐蚀性能降低。SEM结果表明,不锈钢中的第二相不仅会导致不锈钢内部形成腐蚀微电池,加速腐蚀速率,还破坏了不锈钢表面钝化膜的完整性,导致不锈钢耐腐蚀性能下降。     

核电用铸造奥氏体不锈钢加速热老化试验方案设计

核电厂主管道用国产铸造奥氏体不锈钢在长期服役时面临着热老化问题。分析了材料激活能经验计算公式的适用性问题,设计了材料加速热老化饱和状态识别流程方案。结果表明,该试验方案适用于国产铸造奥氏体不锈钢的热老化性能试验。     

退火对热老化308L不锈钢焊材显微结构的影响

对410℃下热老化7000 h的308L不锈钢焊材进行了550℃、1 h的退火处理,利用TEM和三维原子探针研究了退火对热老化焊材显微结构的影响,并与未热老化试样进行比较,评价退火回复效果。结果表明,退火后奥氏体无明显变化,而δ铁素体内由热老化导致的调幅分解完全消失,且G相显著减少。此外,热老化导致Ni、Mn、C在δ铁素体/奥氏体相界处发生偏聚,而对相界处Cr、Si、P元素的含量无明显影响。退火后相界处所有元素均无偏聚,但会导致Ni、Mn在靠近相界的奥氏体一侧发生富集。退火后308L不锈钢焊材的显微结构接近于未热老化状态,表明退火回复效果显著。     

核级316NG奥氏体不锈钢在热老化条件下的析出相

通过热老化模拟试验、电解萃取试验和热力学计算方法(CALPHAD)研究了核级316NG奥氏体不锈钢在核环境下的析出相情况。结果表明，316NG奥氏体不锈钢在450℃老化100 h无析出相；老化500 h的主要析出相为Cr₂₃C₆;老化1000 h的主要析出相为Z-CrNbN、Cr₂₃C₆和Laves＿C14。然后，采用CALPHAD方法建立了316NG奥氏体不锈钢的热力学数据库，并以此数据库为基础，利用Thermo-Calc软件计算了316NG奥氏体不锈钢在450℃平衡状态下的析出相组成为Cr₂₃C₆、Z-CrNbN、Laves＿C14、Ni₃Si和MX,析出相总原子分数为3.5%,其中Ni₃Si和MX的含量很低(0.46%)。通过CALPHAD方法计算得到的析出相组成与450℃等温退火1000 h后的热老化试验结果符合得较好，从而获得关于316NG奥氏体不锈钢在长时间热老化条件下的析出相规律及组织成分的较为完善...     

Z3CN20.09M不锈钢热老化-低周疲劳性能研究

研究了Z3CN20.09M不锈钢在热老化1000、6000、10000和30000 h后在350℃下的低周疲劳性能。结果表明,应变幅值较低(0.3%、0.4%)的条件下,热老化时长对Z3CN20.09M不锈钢的低周疲劳寿命影响不是十分显著,但在应变幅值较高(0.6%、0.8%)的条件下,热老化时长对疲劳寿命的影响较为明显。采用Basquin-Manson-Coffin模型对Z3CN20.09M不锈钢在350℃下的低周疲劳寿命进行预测,疲劳寿命在两倍寿命分散带内,可适用于350℃下Z3CN20.09M不锈钢的低周疲劳寿命预测。     

核电站铸造奥氏体不锈钢热老化试验设计

为验证一回路关键部件铸造奥氏体不锈钢(CASS)在整个寿期内的适用性,结合CASS部件运行期间的主要老化机理,对核电站铸造奥氏体不锈钢的热老化试验设计进行研究。通过对CASS材料的老化机理分析,结合加速老化试验的基本原理Arrhenius公式,分析了激活能Q、老化温度TS和老化时间t对热老化试验的影响,并得出如下结论:对于核电用CASS部件,热老化的加速老化试验温度建议值最高不超过400℃,试验过程中需严格控制加热温度的均匀性和稳定性,同时需要结合激活能值设计可覆盖设备整个寿期的试验,为准确把握材料的老化特征,需合理设置取样的时间间隔。     

核电站铸造奥氏体不锈钢热老化试验设计

为验证一回路关键部件铸造奥氏体不锈钢(CASS)在整个寿期内的适用性,结合CASS部件运行期间的主要老化机理,对核电站铸造奥氏体不锈钢的热老化试验设计进行研究。通过对CASS材料的老化机理分析,结合加速老化试验的基本原理Arrhenius公式,分析了激活能Q、老化温度TS和老化时间t对热老化试验的影响,并得出如下结论:对于核电用CASS部件,热老化的加速老化试验温度建议值最高不超过400℃,试验过程中需严格控制加热温度的均匀性和稳定性,同时需要结合激活能值设计可覆盖设备整个寿期的试验,为准确把握材料的老化特征,需合理设置取样的时间间隔。     

Ce对00Cr17高纯铁素体不锈钢热塑性的影响

利用Gleeble-2000热模拟试验机研究了不同Ce含量的00Cr17高纯铁素体不锈钢的热变形行为,并利用光学显微镜、扫描电镜和透射电镜对实验钢在不同温度下的显微组织进行了观察和分析.结果表明:在00Cr17高纯铁素体不锈钢中添加稀土Ce完全抑制了900～1050℃的中温脆性区的产生,改善了1350℃以上的高温脆性区内的热塑性.Ce抑制中温脆性区产生的主要原因是Ce抑制了Cr23C6在晶界上的析出,而改善高温脆性区的热塑性是因为Ce减少了硫、磷等低熔点杂质在晶界的富集,抑制了高温时部分晶界优先熔化而造成的开裂.     

双相不锈钢热老化现象的研究进展

双相不锈钢兼具优异的力学性能、耐腐蚀性以及抗辐照能力,是核电站一回路主管道的关键结构材料。然而,在服役环境下长期工作,双相不锈钢中铁素体会发生调幅分解,生成富Fe的α相和富Cr的α′相,即产生热老化脆化现象,从而恶化合金的力学性能。本文综述了双相不锈钢的热老化机制,探索不同因素对合金相分解的影响,进而分析其微观组织及动力学演化规律。此外,利用计算机模拟平台对合金的相分解过程进行预测,可以缩短材料的研发周期和降低成本,对迫切解决双相不锈钢的热老化问题具有重要帮助。     

退火工艺对26%Cr超级铁素体不锈钢组织性能的影响

以26%Cr超级铁素体不锈钢为研究对象,研究了退火工艺对26%Cr超级铁素体不锈钢热轧板组织、力学性能、冲击性能的影响。结果表明,随退火温度升高,26%Cr铁素体不锈钢微观组织、力学性能、冲击韧性都得到明显改善。26%Cr铁素体不锈钢高温下退火易产生脆性析出相χ相,影响热退产品的组织和各项性能,1040℃及以上温度退火可有效避免χ相析出。     

氢对321不锈钢焊接热影响区力学性能的影响

利用Gleeble3800热模拟试验机和动态充氢慢应变拉伸试验研究了氢对321不锈钢焊接热影响区力学性能的影响,采用扫描电镜和光学显微镜分析了拉伸试样的断裂特征。结果表明:氢导致321不锈钢慢应变拉伸试样断裂模式发生变化,裂纹启裂于试样表面,断口由脆性断口和韧性断口构成。氢会导致321不锈钢焊接热影响区产生严重的塑性损失。焊接近缝区对氢最为敏感,塑性损失为56.1%,抗拉强度下降约50 MPa。     

254SMO奥氏体不锈钢热模拟断口断裂机理分析

运用Gleeble-1500热模拟试验机对254SMO奥氏体不锈钢进行了高温拉伸试验,利用光学显微镜、扫描电镜等对热模拟拉伸断口进行了表面形貌观察。结果表明:254SMO奥氏体不锈钢热塑性的优劣主要由脆性的σ析出相决定;热模拟时各温度段的断裂微观机制均不同,254SMO奥氏体不锈钢最适宜的热塑性温度宜选在1200℃临近区域。     

铝离子注入不锈钢/铝钎焊接头界面结构研究

采用铝离子注入不锈钢前处理的方法优化了不锈钢/铝钎焊接头质量,研究了钎焊参数对不锈钢/铝钎焊接头形貌及相结构的影响。结果表明,铝离子注入不锈钢前处理的方法可以使后期钎焊获得更好的不锈钢/铝钎焊接头及焊趾形貌;随着钎焊温度的增高、钎焊时间的延长,不锈钢/铝钎焊接头界面脆性相厚度增大。注铝不锈钢/铝钎焊接头断裂形式与界面脆性相厚度密切相关,接头脆性相厚度小于10μm时,不锈钢侧断口处Al相含量很高,接头在钎料区失效,失效形式为韧性断裂;而脆性相厚度大于10μm时,不锈钢侧断口处Fe13Al4、FeAl2等脆性铁-铝相含量很高,接头断裂在脆性相区,接头失效形式为脆性断裂。