17-4PH马氏体不锈钢350℃长期时效脆化研究

采用光学显微镜(OM)、扫描电镜(SEM)、硬度测定以及示波冲击试验(instrumental impact test)研究了17-4PH马氏体不锈钢在350％：长期时效过程中显微组织、硬度、冲击韧性以及断口形貌的变化规律。结果表明：该马氏体不锈钢在350℃长期时效的过程中，随着时效时间的延长．其硬度升高，并在时效9000h时达到最大值；其裂纹萌生功(Ei)，裂纹扩展功(Ep)和总冲击功(Et)都随时效时间的延长而逐渐下降。根据示波冲击曲线获得了17-4PH马氏体不锈钢的动态断裂韧性Ktd，其动态断裂韧性也表现出和Ei，Ep及Et相类似的变化规律。该不锈钢的夏氏V型缺口(Charpy V-notch)冲击试样断口形貌随着时效时间的延长由韧窝断裂为主向准解理断裂和沿晶断裂为主变化。     

CF-8M铸造不锈钢主管道的热老化脆化行为研究

为了评价和预测铸造奥氏体不锈钢(CASS)材料服役期限内的热老化脆化程度，通过对美国的阿贡实验室(ANL)预测模型的研究和分析，以及在400℃下对核级CF-8M主管道材料实施了10 000 h的加速热老化试验，研究了CF-8M材料在不同热老化时间下拉伸性能、冲击性能和微观组织的变化规律，以冲击能作为表征热老化脆化程度的参数，获得了CF-8M材料的热老化脆化预测关系式，并与ANL模型的预测结果进行了对比和分析。结果表明，在加速热老化试验周期内随着热老化时间的增加，CF-8M材料的室温和高温(350℃)0.2%塑性延伸强度变化缓慢，抗拉强度缓慢增加；室温冲击能迅速下降，8 000 h以后冲击能下降趋势接近饱和状态；ANL模型对试验对象在加速老化试验周期内的冲击能预测结果不保守。CF-8M材料加速热老化10 000 h即等效服役30.49 a,其热老化脆化程度接近于热老化饱和状态。     

马氏体组织变化对核电站用17-4PH马氏体不锈钢热老化后断裂行为的影响

正针对17-4PH马氏体不锈钢的热老化行为,之前的试验结果显示,该材料在300℃左右的高温环境下长时间服役后,其力学性能会发生明显劣化,表现为韧脆转变温度大幅度升高,脆性明显、硬度提高以及塑性变差。本工作主要针对已发生明显热老化的17-4PH马氏体不锈钢样品,通过EBSD等微观分析手段,探究了热老化后该材料的组织变化对其脆性断裂的影响。试验材料为国内某核电站提供的堆内实际服役后卸下的阀杆材料,材料为17-4PH马氏体不锈     

核电阀杆材料17-4PH不锈钢服役不同时间的组织性能分析

本文针对核电站用阀杆材料17-4PH不锈钢,研究其长时间在300℃左右的环境下服役的组织和性能。材料取自国内某压水堆核电站的VVP(Vital Vapor Plant)主蒸汽系统,VVP1-3分别为服役11年、14年和19年的主蒸汽隔离阀。通过冲击性能测试、金相和断口形貌等分析方法研究了17-4PH材料的组织性能变化。结果表明,不同服役年限的VVP阀杆材料出现不同程度的脆化现象,0℃冲击吸收能分别下降118 J、132 J和156 J。发生热老化脆化后的不锈钢试样中观察到了马氏体长大和大尺寸铁素体存在的现象。对实验获得及文献调研到的数据进行拟合,得到了热老化冲击性能变化曲线。     

Effect of Martensitic Microstructure Change on Fracture Behavior of 17-4PH Martensitic Stainless Steel Used in Nuclear Power Plant after Thermal Aging

<正>For thermal aging behavior of 17-4PH martensitic stainless steel,the former results show that the mechanical properties will be significant degeneration under long-time service at high temperature(～300℃).It exhibits a sharp increase of DBTT and embrittlement,with hardness increased and plasticity worse.In the work,EBSD are used for 17-4PH martensitic stainless steel with significant thermal aging effect.The     

Effect of Element Segregation on Thermal Aging Behavior of 17-4PH Martensitic Stainless Steel for Nuclear Power Plant

正For thermal aging behavior of 17-4PH martensitic stainless steel,the former results show that the mechanical properties will be significant degeneration under long-time service at high temperature(~300℃).It exhibits a decline of DBTT and USE,with hardness increased and plasticity     

核电站用17-4沉淀硬化不锈钢阀杆热老化微结构小角中子散射研究

17-4沉淀硬化马氏体不锈钢阀杆广泛应用于压水堆核电站中,该阀杆在高温（300～350 ℃）下长期服役时面临热老化脆化问题,影响核电站安全。本文针对核电站实际服役的阀杆样品,开展了小角中子散射实验,结合冲击试验、扫描电子显微镜和金相显微镜分析等,将严重老化与轻微老化的阀杆样品进行对比,研究了试样在长期热时效过程中内部nm结构的变化。冲击试验、断口的扫描电镜和金相组织图像显示,严重老化的阀杆发生了明显的脆化现象。利用多分散小球模型和Porod定律对小角中子散射实验数据进行拟合,结果表明,球形nm析出物直径约为1 nm,随着热老化程度的加剧,nm析出物尺寸变大,体积分数增多约19%。小角中子散射结果与材料的宏观力学性能变化有明显的关联性。     

核电用铸造奥氏体不锈钢的热老化性能研究

压水堆核电厂主管道用国产铸造奥氏体不锈钢(CASS)长期服役会面临着热老化问题。在400℃高温下开展CASS材料的加速热老化实验,采用夏比冲击试验获得了材料室温吸收能量随热老化时间延长的下降规律,采用扫描电镜观察到不同热老化时间冲击断口形貌的变化趋势。实验结果表明:经过15 000h的加速热老化实验,CASS材料的热老化程度逐渐达到饱和状态,吸收能量虽大幅下降,但仍能满足设计规范对CASS材料在未老化状态时的考核要求。     

350℃下长期时效对17-4PH不锈钢动态断裂韧性的影响

利用示波冲击试验系统研究反应堆用17-4PH马氏体不锈钢在使用温度（350℃）下长期(约11000h)时效过程冲击性能和动态断裂韧度的变化规律，并用扫描电镜观察分析不同时效时间的CharpyⅤ型缺口试样（CVN）的断口形貌。结果表明：该马氏体不锈钢在350℃长期时效的过程中，随着时效时间的延长,其塑性变形能E_PL和撕裂能E_TE以及冲击功E_t均随时效时间的延长而逐渐下降。根据示波冲击曲线获得了该钢的动态断裂韧度K_Id，其动态断裂韧度也随时效时间的延长而逐渐下降，并在试验的初始阶段下降很快，在试验的中后期下降较为缓慢。另外，该不锈钢的CVN冲击试样断口形貌随着时效时间的延长由韧性断裂机制的韧窝断裂为主向脆性断裂机制的准解理断裂和穿晶断裂为主变化。这些均说明，随着时效时间的延长，该材料的韧性降低，发生了脆化，且脆化主要发生在试验的初始阶段。     

轻水堆核电站奥氏体不锈钢铸件的热老化及其老化管理

在轻水堆核电站中,奥氏体不锈钢铸件(CASS)在运行温度下长期工作将面临热老化问题。本文对热老化的机理进行了描述,并针对核电站的热老化问题,给出了老化管理工作的主要步骤,即部件敏感性甄别、老化状态评估和ISI大纲更新;结合CASS热老化的老化管理实践,对我国核电站的热老化管理工作提出了建议。