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。

Z3CN20.09M奥氏体不锈钢热老化冲击性能试验研究

采用GB/T19748-2005钢材夏比V型缺口摆锤冲击试验仪器化试验方法,对压水堆核电厂用离心铸造Z3CN20.09M奥氏体不锈钢主管道样品进行了实验室热老化的冲击性能研究。冲击试验数据的统计分析表明,热老化对Fiu/Fm比值不产生影响,而对冲击载荷有显著影响,对冲击能量的影响则更为显著。透射电子显微分析表明,热老化导致铁素体中出现沉淀物,并引发了奥氏体中位错组态的改变。与热老化时间lg t之间也满足线性关系。

热老化对核电主管道材料拉伸性能的影响

探讨热老化对核电站主管道用铸造奥氏体不锈钢Z3CN20.09M拉伸性能的影响.通过对不同热老化时间下的试样进行了拉伸试验,结合扫描电镜(SEM)和透射电镜(TEM)观察材料的微观结构变化,并采用Ramberg-Osgood模型对其拉伸性能进行了分析.结果表明:Z3CN20.09M钢在350℃下的拉伸性能低于室温;随热老化时间延长,材料的抗拉强度不断升高,断后延伸率不断减少;拉伸断口的SEM分析显示,其破断机理为微孔聚集型韧窝断裂,随热老化时间延长,断口中心的纤维区逐渐减小,且表面也逐渐变得平坦,韧窝处的第二相粒子数量逐渐增多,韧窝也逐渐变浅变小;TEM分析显示,随热老化时间延长,奥氏体中全位错密度减少,同时在奥氏体-铁素体相界上有碳化物析出;在3%的应变量范围内,Ramberg-Os-good模型的拟合曲线与试验数据吻合良好.因此,受热老化影响,Z3CN20.09M钢易发生脆化,即强度升高,塑性降低;Ramberg-Osgood模型可预测小应变量范围内热老化对其拉伸性能的影响.

核电主管道铸造不锈钢的热老化脆化

为了研究中国核电主管道铸造不锈钢Z3CN20-09M的热老化,在300、350和400℃下,对Z3CN20-09M进行了长达30000 h的加速热老化实验.对不同热老化时间下的样品进行了冲击性能和铁素体纳米硬度测定.以夏比冲击功作为热老化脆化参量,利用拟合的方法得出该材料的热老化激活能为51.962 kJ·mol^(-1).通过热老化因子P得出了用夏比冲击功表示的热老化脆化动力学公式.利用热老化激活能和热老化动力学公式预测了Z3CN20-09M在实际运行温度下服役40 a内的夏比冲击功和铁素体显微硬度变化.预测结果表明在运行5 a内是该材料韧性迅速下降的时期,随后的运行过程中下降过程趋缓.