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.     

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。     

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。     

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。      

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.     

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     

氧化对U-2.5wt%Nb合金拉伸性能的影响研究

本文利用加速氧化的实验方法研究了氧化对U-2.5wt%Nb合金的拉伸性能影响,并用SEM对拉伸试样的表面形貌及断口形貌进行了观察,同时研究了时效对合金硬度的影响.氧化实验的结果表明:随着氧化时间的增加,拉伸试样表面的氧化程度加剧,且在加工纹路的顶部易产生裂纹;拉伸实验表明:合金的屈服强度、抗拉强度、延伸率及断口收缩率均随氧化时间的增加而下降;对比实验和硬度实验表明,合金拉仲性能的下降主要不是由组织的变化引起的,而是由表面氧化使得拉伸试样表面产生了表面裂纹、缺陷以及脆化层造成的.断口形貌表明,在实验条件下,合金的断裂以韧性断裂为主,同时存在准解理小刻面.     

超临界水冷堆用候选奥氏体耐热不锈钢热时效组织研究

为了研究热时效过程中超临界水冷堆(SCWR)用候选包壳材料含铝奥氏体耐热钢(AFA)热时效组织和冲击性能的变化，对铝含量为2.5%的AFA钢在650℃进行了500～3000 h热时效处理。利用场发射扫描电镜对析出相及冲击断口进行观察，利用透射电镜对热时效试验钢中析出相的类型和结构进行研究。结果表明：试验钢的冲击韧性随时效时间延长而逐渐降低，试验钢断裂由韧窝断裂逐渐向韧窝断裂和解理断裂的混合断裂方式过渡。热时效过程中Laves相在晶界上析出以及γ’-Ni₃Al相大量析出并粗化是AFA钢冲击韧性随时效时间延长而降低的主要原因。     

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。     

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.     

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。     

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     

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。     

氢对Ti-2Al-2.5Zr钛合金疲劳裂纹扩展速率的影响

对3种含氢量的Ti-2Al-2.5Zr钛合金的室温疲劳裂纹扩展速率进行了实验测定，并对断裂以后的试样进行了断口观察。实验结果表明：含氢Ti-2Al-2．5Zr的稳态裂纹扩展符合Paris幂律关系；氢对裂纹稳态扩展阶段的疲劳裂纹扩展速率(da／dN)基本没有影响，但对失稳快速扩展行为影响较大；氢含量越高，开始发生疲劳裂纹失稳快速扩展的应力强度因子范围越低；高含氢量的试样在应力强度因子范围(△K)高时发生氢化物的择向开裂，降低了材料的断裂韧性，导致裂纹失稳快速扩展所需的△K比低氢含量所需的△K小。     

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...     

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。     

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.     

硝酸介质中铀矿冶设备表面放射性污染的规律

为了掌握铀矿冶生产实践中常用设备材质经放射性污染后表面活度的变化规律，研究了不锈钢、有机玻璃、橡胶3种材质经不同浓度的硝酸铀酰溶液连续浸泡26 d后，样品表面活度、表面形貌及铀的存在形式等变化特征。结果表明：在26 d内，当铀溶液质量浓度为10.22 mg/L时，3种材质表面活度随浸泡时间增加变化不显著，当溶液铀质量浓度分别为563.58 mg/L、25.54 g/L时，各材质表面活度值均随浸泡时间增加逐渐增大。此外，3种材质表面活度从大到小依次是橡胶>不锈钢>有机玻璃。样品表面活度的增加主要是由于样品被腐蚀，导致铀在样品表面的附着沉积引起，并且表面的铀主要以UO₂(NO₃)₂•6H₂O及少量UO₃的形式存在。