热变形对316LN奥氏体不锈钢微观组织和力学性能的影响

利用Gleeble-1500热模拟试验机、光学显微镜、显微硬度计和纳米力学探针仪研究了温度、变形量和变形道次对316LN不锈钢组织和性能的影响。结果表明,试样3个变形区域的组织和显微硬度差距很大,难变形区变化最小,心部区域变化最大。统计分析不同试样的心部区域可知,大的变形量能得到细的晶粒和较高的显微硬度;高的变形温度能使材料充分再结晶;多道次变形后,试样的晶粒均匀性和圆整性得到改善;变形量为0.6时,1000℃下大变形后材料的纳米硬度和弹性模量高于原始材料,1200℃下则相反。

揭秘核电材料——核电站一回路主管道材料及其制备工艺

核电站一回路主管道是核电站的一级部件,它的重要性不言而喻,其材料通常为含一定铁素体相的奥氏体不锈钢,国外也称双相不锈钢,此类材料综合性能优异。文章从材料的类型、组织、成分、性能等方面介绍了目前运行最多、最成熟的二代核电站一回路主管道材料,并在此基础上简要介绍了一回路主管道的制备工艺,意在让读者尽可能全面地了解核电站一回路主管道材料及其制造过程,从而丰富金属材料在核电领域应用的知识。

316LN不锈钢大型锻件镦粗过程中侧表面裂纹的预测

AP1000核电站主管道用316LN超低碳控氮奥氏体不锈钢锻造温度区间窄、变形抗力大,锻造过程中容易开裂,尤其发生在侧表面鼓肚部位。研究了316LN不锈钢大型钢锭的镦粗工艺,利用Deform-3D软件获得了锻件侧表面的最大损伤值,并将其与相应条件下的临界损伤值做了对比。结果表明,始锻温度为900℃时不会发生开裂,温度越高,可选择的工艺参数范围越小。当应变速率约为0.02 s-1时,锻件侧表面更易发生开裂。

核电主管道不锈钢在高温高压水环境下的疲劳裂纹萌生行为

利用腐蚀疲劳测试系统研究了高温高压水环境下两种压水堆核电站一回路主管道用不锈钢的腐蚀疲劳裂纹萌生行为。结果表明,316LN奥氏体不锈钢的裂纹主要在材料表面的驻留滑移带处萌生,少量裂纹在两簇驻留滑移带交界的亚晶界面处。含有少量铁素体的Z3CN20.09M奥氏体不锈钢的疲劳裂纹依次在试样表面的驻留滑移带处、相界处和点蚀坑处萌生,但主要是在驻留滑移带处。通过研究高温高压水环境下氧化膜的组成和腐蚀疲劳试样横截面的形貌,分析了疲劳裂纹在滑移带处萌生的机理。最后对比分析两种不锈钢裂纹萌生机制的异同,并讨论了铁素体对材料腐蚀疲劳性能的影响。

304不锈钢在核电站二回路水环境中的应力腐蚀开裂行为

采用慢应变速率试验评价了在模拟压水堆核电站二回路中,氨、乙醇胺、氨+乙醇胺三种pH调节剂对304不锈钢抗应力腐蚀性能的影响,并通过扫描电镜对材料断口形貌进行观察。结果表明:304L不锈钢在三种模拟溶液中具有应力腐蚀敏感性,且应力腐蚀敏感性相当。

回火温度对42CrMo4高强钢力学性能及应力腐蚀敏感性的影响

以42CrMo4高强钢为研究对象,采用光学显微镜(OM)、慢应变拉伸(SSRT)和透射电镜(TEM)等研究了42CrMo4显微组织中碳化物形貌和分布随温度变化的情况及其对力学性能和应力腐蚀敏感性的影响。结果表明,42CrMo4高强钢在500~650℃回火后,组织均为回火索氏体,随着回火温度的提高,碳化物由片状不均匀分布逐渐转变为短棒状,最终呈颗粒状弥散分布于基体上;回火过程中碳化物由不均匀片状分布转变为颗粒状弥散分布是42CrMo4高强钢综合力学性能和抗应力腐蚀敏感性持续改善的主要原因。随着回火温度上升,42CrMo4高强钢0℃冲击韧性逐渐提高,拉伸强度逐渐降低;回火温度为500~600℃时,试样具有较高的应力腐蚀敏感性,且在相同热处理条件下E_(H)(42CrMo4充氢后的脆化指数)>E_(NaCl)(42CrMo4在3.5%(质量分数)NaCl介质中的脆化指数),回火温度为620~650℃时,E_(H)和E_(NaCl)均低于25%,具有较低的应力腐蚀敏感性。

表面粗糙度对GCr15轴承钢在0.05 mol/L NaCl溶液中腐蚀行为的影响

轴承表面粗糙度是影响轴承寿命、可靠性等的重要因素之一,但目前有关轴承表面粗糙度与其耐蚀性的关系研究较少。为此,采用浸泡试验、开路电位-时间(OCP-t)法、电化学阻抗谱(EIS)等方法,研究了表面粗糙度Ra分别为1.35,1.05,0.15μm的GCr15轴承钢在0.05 mol/L NaCl溶液中的腐蚀行为。结果表明:不同表面粗糙度的试样在0.05 mol/L NaCl溶液中浸泡12 h后,试样表面腐蚀严重程度随Ra的增加而增加;Ra为1.35μm和1.05μm的试样,其腐蚀区域多位于试样表面"缝隙"区域,并沿长条状"缝隙"方向扩展;而Ra为0.15μm的试样,其腐蚀区域则多呈细小点状均匀分布。表面粗糙度越大,其达到相对稳态的时间也越长。不同表面粗糙度试样在高频区均呈容抗弧,低频区出现阻抗收缩现象。在高频区,随表面粗糙度的增加,试样的电化学阻抗模值减小。

环境因素对1.4539超级奥氏体不锈钢点蚀行为的影响

采用浸泡腐蚀试验和电化学试验研究了温度、载荷和Cl-含量对1.4539不锈钢耐点蚀性能的影响。结果表明:介质温度低于50℃时,1.4539不锈钢具有良好的耐点蚀性能,介质温度超过50℃后,随着温度的升高,点蚀电位迅速降低;当载荷产生的拉应力高于0.54σs时,材料的钝化区消失,阳极曲线转变为活性溶解,且随着拉应力的增大,阳极电流密度迅速增大;在受Cl-含量和拉伸载荷耦合作用的电化学体系中,当NaCl质量分数不超过5%,拉伸载荷可明显提高1.4539不锈钢的Cl-腐蚀敏感性,NaCl质量分数不低于7%时,拉伸载荷对1.4539不锈钢的Cl-腐蚀敏感性影响降低。

恒载荷条件下904L不锈钢的腐蚀电化学行为

采用电化学方法研究了不同弹性恒载荷条件下904L不锈钢的阳极极化行为及Cl^-敏感性。结果表明:外加恒载荷可显著改变904L不锈钢的阳极极化行为,随着外加恒载荷的增加,阳极活性电流密度递增,表面点蚀数量增加,钝化膜的阻抗值逐渐降低,点蚀敏感性提高。外加恒载荷和Cl^-含量均会对904L不锈钢Cl^-敏感性产生影响,Cl^-质量分数≤5%时,外加恒载荷可明显改变904L不锈钢的Cl^-敏感性,击破电位显著负移;Cl^-质量分数>5%时,Cl^-含量的增加削弱了外加恒载荷对904L不锈钢Cl^-敏感性的影响,击破电位负移幅度减小。

核电站重要设备部件老化监检测先进智能技术开发与验证研究

核电站重要设备部件在高温、辐照、腐蚀及复杂应力等苛刻环境服役时,其性能的老化与退化是影响核电站长期安全稳定运行的核心因素之一。目前,老化监检测先进智能技术已在国内外多个领域得到研究与应用,但仍缺乏适用于核电运行环境的老化监检测技术,这是核电站老化管理和运行安全评价的“瓶颈”。面向核电站重要设备部件安全服役的重大需求,以提升设备部件老化状态与结构完整性监检测水平为目标,围绕老化监检测技术的先进性、智能化和环境适应性等问题,突破重要设备部件结构缺陷的快速检出与智能分析、老化状态与结构完整性的高精度监检测智能分析、监检测技术的试验方法等关键技术,开发先进的老化监检测装置和智能分析/成像系统。

核电站主管道Z3CN20.09M不锈钢中金属间相的析出行为

研究了压水堆核电站一回路主管道用Z3CN20.09M铸造奥氏体不锈钢中金属间相的析出行为.利用Image-proPlus 6.0软件统计了时效处理后不锈钢中析出金属间相的数量,获得了金属间相的时间-温度-转变(TTT)曲线.结果显示,Z3CN20.09M中析出的金属间相为M_(23)C_6和σ相,析出温度范围分别为600—900℃和600—840℃,其中750℃时析出最快.研究表明,M_(23)C_6首先在α/γ相界析出,然后σ相在铁素体相内形成.M_(23)C_6和σ相在Z3CN20.09M中固溶化的温度分别为900和850℃.850℃时,M_(23)C_6相的析出量随时间延长先增多后减少.

形变热处理对316L奥氏体不锈钢晶界特征分布的影响

采用5%的单向压缩与1000℃退火的形变热处理工艺,对316L奥氏体不锈钢的晶界特征分布进行了优化,并且通过定位观察的方法研究了晶界特征分布优化的机理。结果表明,随着退火时间的增加,特殊晶界比例逐渐增加;当退火时间达到90 min时,试样的特殊晶界比例最高(69.5%),并且得到了打断的大角度随机晶界网络。晶界特征分布优化的机理是,小变形试样在退火过程中发生了局部再结晶,首先产生了以特殊晶界等低能量晶界为主的小晶粒群;之后小晶粒群中能量较高的大角度晶界开始迁移并消失,最终材料的特殊晶界比例得到了提高。