17-4PH不锈钢纳米析出物的磁小角中子散射研究

本文充分发挥中子对磁灵敏、穿透力强等技术优势,利用加载磁场小角中子散射实验技术研究核电站实际服役14年的阀杆17 4PH不锈钢样品。结果表明,与不加磁场时相比,加载磁场条件下二维散射图谱呈明显各向异性,在散射矢量垂直于磁场方向上散射强度显著增强。利用多分散球模型对数据进行拟合,结合原子探针实验结果分析得出,衬度的增加降低了Cu析出物周围元素分布不均匀对散射的相对贡献,从而有助于更加准确地获得Cu纳米析出物的尺寸。     

17-4PH不锈钢盐浴复合氮化处理研究

对比研究了不同温度下盐浴复合渗氮处理对马氏体不锈钢微观组织的影响及不同处理温度下材料硬度和耐磨性的变化.研究结果表明:盐浴渗氮处理后,17-4PH不锈钢渗氮层中主要物相为含扩展(含氮)马氏体、CrN、Fe4N以及Fe3O4,处理温度越高,不锈钢渗氮层中形成的Fe3O4以及CrN含量越多.含氮马氏体的晶格常数随氮化处理温度的提高而上升,该钢在盐浴渗氮中的激活能为190.9 kJ/mol.17-4PH不锈钢进行盐浴渗氮处理后,能得到较厚的渗氮层.处理温度越高,渗氮层越厚.渗氮处理后,材料的滑动磨损量大大下降,由未处理状态时的21.1 mg降低到580℃盐浴渗氮处理后的1.0 mg.     

17-4PH不锈钢350℃长期时效组织演化的透射电镜观察

采用X-ray衍射（XRD）和透射电镜（TEM）研究了17—4PH马氏体沉淀硬化不锈钢在350℃长期时效过程中显微组织的变化规律。结果表明：在沉淀硬化回火处理后,在典型的板条马氏体基体中弥散分布着大量的纳米级的ε-Cu颗粒,二次碳化物M23C6沿马氏体板条束界析出。17-4PH马氏体不锈钢在350℃时效6个月后,组织发生一定变化,spinodal分解开始在晶界发生,另外析出的ε-Cu颗粒逐渐长大,并且有少量的逆转变奥氏体产生：17-4PH不锈钢在350℃时效15个月后,spinodal分解逐渐由晶界发生转向晶内,基体中析出大量有取向的细小的G相,并观测到少量sigma相。基体仍为板条马氏体。     

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。     

17-4PH不锈钢长期时效对拉伸性能的影响

通过拉伸实验研究了17-4PH马氏体不锈钢分别在温度350℃、400℃长期时效后的力学性能变化,并用扫描电镜(SEM)和透射显微镜(TEM)观察了不同时效时间的拉伸断口形貌和显微组织演化.结果表明:随着时效时间的延长,屈服强度和抗拉强度升高而断面收缩率和伸长率则相反;断口由细小韧窝向粗大韧窝转变,经过长期时效的试样断口上有二次裂纹.TEM 分析表明,该钢在时效过程中发生spinodal分解,分解生成为富Cr的α'相和富Fe的α相是该钢强度逐渐升高,塑性逐渐下降的主要原因.     

QPQ盐浴氮化17-4PH不锈钢的显微组织分析

采用X衍射和带能谱仪的扫描显微镜研究了17-4PH不锈钢QPQ(淬火-抛光-淬火)处理后渗层的显微组织和其中的C、N、O元素分布.结果表明:QPQ盐浴复合处理后可获得厚约60μm的渗层;表层为Fe3O4,亚表层为Fe2(N,C),最内层为CrN αN扩展马氏体层.QPQ处理层的15～25μm范围内存在γ′-Fe4N,氧化物层和氮化物层的接触界面处会发生ξ-Fe2N1-x形核;氧浓度只在表面约3μm范围内具有最高值;N和C的浓度随深度增加在亚表面处先后出现峰值;除去表面的疏松氧化物层后,渗层的显微硬度随深度增加先升高后下降.     

17-4PH不锈钢阀杆热老化微结构小角中子散射研究

<正>针对我国某核电站使用的17-4PH不锈钢阀杆在300℃左右环境条件下长期服役后的热老化脆化问题,开展了系列小角中子散射(SANS)实验、原子探针(APT)、电镜、冲击功实验和理论模拟等研究工作。通过小角中子散射实验和原子探针等多手段结合,可细致分析材料内部纳米尺度微观结构变化,探索微观结构与宏观力学性能的关联关系。小角中子散射和原子探针实验结果表明,17-4PH马氏体不锈钢阀杆在核电站十几年的     

17-4PH不锈钢长期时效对电化学腐蚀行为的影响

采用恒电位阳极极化法研究了17-4PH不锈钢经长期时效后试样分别在(0.5 mol/LH2SO4+1%NaCI)溶液和1%NaCI溶液中的腐蚀行为.结果表明:17-4PH不锈钢经时效处理后点蚀电位负移,钝化膜保护性下降,材料耐蚀性能降低.17.-4PH不锈钢在含有C1-的H2SO4溶液中能发生钝化,并有较宽的钝化区域,而在1%NaCI溶液中不能形成钝化膜,Cl-对试样有严重的点蚀现象.阳极极化曲线显示,17-4PH不锈钢随着时效时间的延长耐蚀性降低,主要是由于时效处理使第二相沿晶界析出、材料组织发生改变所致.     

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。     

反应堆内17-4PH马氏体不锈钢阀杆材料长时间服役后的热老化脆化行为与断裂机制

核电站主蒸汽系统中的阀杆等关键部件常用材料为17-4PH马氏体不锈钢,在300 ℃左右的高温环境下,该材料会随服役时间的延长发生热老化脆化,具体表现为韧脆转变温度（DBTT）升高、上平台能量降低和硬度增加,对反应堆的安全运行构成潜在威胁。本文针对热老化后的17-4PH马氏体不锈钢阀杆材料,通过扫描电子显微镜（SEM）、电子背散射衍射（EBSD）等微观分析手段,研究其热老化脆化行为和断裂机制。结果表明,17-4PH马氏体不锈钢热老化后,马氏体板条束长大,晶界总数增多,冲击断口上微裂纹数量增多,且尺寸近似于马氏体板条束尺寸。结合其冲击性能等进一步分析了材料的脆性断裂机制,结果显示,小角度晶界与Cu相互作用产生的硬化导致脆化,是17-4PH马氏体不锈钢发生热老化脆化的主要原因。     

Small-angle Scattering Study of Structure of 17-4PH Stainless Steel Valve Stem Due to Thermal Aging Effect

<正>The thermal aging effect of 17-4PH stainless steel stem used in a nuclear power plant(NPP) in China after long-term service at about 300℃have been studied by small-angle neutron scattering (SANS) technique,atomic probe tomography(APT),electron microscopy (EM),impact ener gy test and also theoretical simulation.     

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