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。     

核电站不锈钢阀杆纳米析出物的小角散射研究

正核电阀杆17-4PH不锈钢在长期服役过程中,会产生老化脆化现象,对核电站的安全运行构成威胁。这些材料老化脆化的本质原因是热时效过程中材料内部结构的变化,即纳米析出物或纳米缺陷的增加。因此,有必要深入研究观测这些材料内部纳米结构及其演化规律。利用小角中子散射技术能体现块体统计性、可覆盖较宽尺寸范围(约1～300nm)、无损检测等技术优势特点,对服役多年的核电阀杆17-4PH不锈钢材料和压力容器钢热老化材料进行了观测分析。实验在德国     

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     

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。     

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。     

CF-8M铸造不锈钢热老化的无损检测和评估方法研究

核电站主管道铸造不锈钢在280~325 ℃下长期运行服役过程中存在热老化脆化问题,韧性会大幅下降,为检测和评估主管道材料的热老化程度,通过对核级CF 8M静态铸造不锈钢主管道材料在400 ℃下热老化10 000 h的样品进行了热电势测量,研究了不同热老化阶段的力学性能（冲击能）和热电势与老化时间的关系,获得了热老化影响因素归一化后的参数与力学性能（冲击能）和热电势的对应关系式。结果表明,在热老化初始阶段冲击能下降较快,达到8 000 h后冲击能下降趋势已趋于平缓。在试验周期内,随着对数老化时间的增加,热电势呈线性增加;随着热电势的增加,冲击能开始下降较快,后期下降趋势变缓,逐渐趋于饱和,冲击能随热电势变化的形式和冲击能随热老化时间变化的形式相似。对热老化影响因素进行归一化后的参数值与热电势呈线性关系,基于该关系式可利用热电势检测技术评估服役部件热老化后的性能下降程度。     

沉淀硬化马氏体不锈钢热老化脆化的热电势检测研究

研究了17-4PH沉淀硬化马氏体不锈钢在400℃下不同时效时间力学性能和热电势变化规律,提出了热电势和冲击韧性的经验公式,并通过在核电厂服役13 a的主蒸汽隔离阀阀杆进行验证。验证结果显示,随着时效时间的延长,材料的冲击韧性下降,屈服强度、抗拉强度和硬度升高,断面收缩率和断裂伸长率下降。材料的热电势变化与冲击韧性呈现指数相关性,材料的屈服强度、抗拉强度、硬度和热电势呈现出较好的线性关系。通过热电势检测评估的冲击韧性和实测值显示出较好的符合性。      

反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝热老化脆化行为研究

对反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝温度监督样品的热老化脆化行为进行了研究。焊缝属于压力容器的薄弱环节,服役时间最高达120 430 h（服役温度归一化到300 ℃）。3批次的焊缝监督样品冲击实验表明,焊缝材料在热老化过程中发生了脆化。通过研究发现,金相组织和显微维氏硬度在热老化期间未发生明显的变化,表明在热老化过程中不存在硬化脆化机制。断口分析及扫描俄歇纳米探针研究表明,晶界发生了P的偏析,弱化了晶界结合力,因此,反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝在热老化过程中发生了由杂质元素P偏析引起的非硬化脆化。     

VVER-1000型反应堆压力容器热老化分析评估

本文系统介绍了VVER-1000型反应堆压力容器(RPV)的温度监督情况,针对田湾核电站1#机组RPV的温度监督测试结果进行分析,评价运行3年后RPV力学性能(包括拉伸、冲击、断裂韧性)变化行为及热老化脆化机理,评估了当前田湾RPV服役运行后的热老化脆化状态和温度监督的时间安排。结果表明,温度监督样品经过堆内高温环境考验后,焊缝材料表现出一定程度的脆化特征,但母材、热影响区脆化不明显。与康采恩模型的结果和俄罗斯数据相比较后,认为田湾核电站1#机组RPV热老化脆化情况在合理范围内。     

热老化对于核电压力容器用钢16MND5冲击行为的影响

研究了不同热老化温度下核反应堆压力容器用钢16MND5冲击性能的演化情况。结果表明,热老化能够引发材料韧性下降,脆性上升。具体表现为材料韧脆转变温度的升高,冲击断口由韧性断裂为主的破坏形式逐步转化为脆性断裂为主的破坏形式,同时当老化时长达到一定程度时,韧性不会进一步降低,说明老化引起的脆化具有一定的极限值。因此,在工程领域考虑热老化引起的材料脆化时,既要考虑到老化引起脆化的危险性,同时也应合理估量脆化的影响程度。     

显微硬度法分析核电站主管道热老化趋势

使用显微维氏硬度计和冲击试验机研究了核电站主管道材料Z3CN20.09M在400 ℃加速热老化10 000 h前后的力学性能变化。结果表明,热老化导致试验材料的冲击吸收能下降;构成试验材料的铁素体相的显微维氏硬度上升,奥氏体相的显微维氏硬度基本保持不变。通过研究材料组织特征,剖析显微硬度与冲击韧性的关系,探索将显微硬度测试方法作为核电站主管道材料热老化趋势预测方法的可能性。     

基于卡尔曼滤波的热老化性能可靠性预测

以核电站主管道为研究对象,运用性能退化可靠性理论,对主管道的热老化性能可靠性进行了研究。首先通过加速热老化实验获得的数据,分析主管道奥氏体不锈钢材料冲击性能及断裂韧性的退化过程,利用状态空间方法建立了时变性能退化量模型,并通过卡尔曼滤波对性能趋势进行预测;然后考虑冲击性能与断裂韧性之间的相关性,运用随机过程理论建立了基于多性能参数的主管道热老化实时性能可靠性预测模型,从而得到多参数下的主管道热老化性能可靠度及可靠性寿命,为核电站进行主管道老化维修决策优化管理提供了科学依据。     

基于磁性多参数的铸造奥氏体不锈钢热老化状态评估研究

研究了应用磁性无损检测方法评估核电站主管道用铸造奥氏体不锈钢 (CASS)的热老化状态,结果表明在400 ℃下热老化不同时间,CASS的冲击功随着热老化时间延长逐渐降低,受材料组织不均应等因素影响,单一磁性参数与CASS的热老化时间之间无对应的单调规律;以磁性多参数测试为基础,结合主成分分析和非线性多元回归对测得的磁性...     

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。     

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.     

高温热冲击对J75合金力学性能影响及损伤机理

采用自行研制的大电流瞬态加热设备,研究了沉淀强化奥氏体不锈钢 J75 经受不同温度热冲击及在一定温度下经受多次热冲击作用后的力学性能变化规律,并探索了导致性能损伤的机理性原因。研究结果表明,在作用时间为 1 s 的情况下,温度低于 610 ℃,J75合金的力学性能无明显损伤,温度大于 750 ℃,材料的强度和延伸率都显著降低;温度在 610 ℃,增加有限次数的热冲击,对材料的强度和延伸率影响不很明显,但温度在 750 ℃时,随热冲击次数的增加,材料的强度和延伸率都明显降低。显微分析表明,热冲击温度和热冲击次数的增加,促进了合金晶粒细化,但使材料析出相发生了明显的变化,在高于 750 ℃下产生的大量片状 η 相的析出及 γ′强化相的粗化和不均匀分布,是引起 J75 合金强度和延伸率显著下降的主要原因。     

316LN奥氏体不锈钢焊缝低温热老化行为研究

在压水堆核电厂中,主管道奥氏体不锈钢焊缝长期在其热老化敏感温度(280~325℃)下运行,为了研究主管道奥氏体不锈钢焊缝在核电厂运行温度下的热老化性能,开展了铁素体含量为10.7%的316LN不锈钢主管道焊缝在325、365、400℃下的低温热老化行为研究。结果表明:经6000 h热老化后,焊缝中铁素体相和奥氏体相中的主要元素含量没有发生明显变化,焊缝显微硬度快速增加但奥氏体相显微硬度没有发生变化,焊缝冲击功显著下降、拉伸性能变化较小。