Z3CN20-09M钢高温高压水蒸气腐蚀行为研究

为了探究压水堆核电站一回路工况条件对Z3CN20-09M不锈钢的氧化腐蚀行为的影响,采用恒温氧化法对Z3CN20-09M钢在400℃、16.0MPa水蒸气中和400℃空气中的氧化行为进行了对比研究.利用不连续增重法研究其氧化动力学,通过扫描电子显微镜观察氧化膜微观形貌,用能谱分析判断氧化膜成分,X射线衍射仪分析其具体物相组成.试验结果表明:Z3CN20-09M不锈钢在高温高压水蒸气中,氧化动力学曲线遵循双直线规律,在空气中氧化动力学曲线遵循指数规律,水蒸气中腐蚀速率大于空气中腐蚀速率,说明水蒸气对腐蚀有加速作用;高温水蒸汽中氧化膜形貌为针状和大尺寸颗粒状,氧化物为Cr2O3、Fe2O3和FeCr2O4,高温空气中氧化膜形貌为小尺寸颗粒状和絮状,氧化物为Cr2O3和Fe2O3.

Z3CN20-09M铸造不锈钢的热老化机理研究

为了研究Z3CN20-09M铸造不锈钢长期服役后的热老化机理,采用硬度法和透射电子显微分析法研究了国产Z3CN20-09M铸造不锈钢在400℃加速老化1×104h后的性能和组织变化.试验结果表明:与原始态相比,热老化1×104h后Z3CN20-09M钢的洛氏硬度上升了21.37%,同时由于铁素体内调幅分解形成的富Cr的α′相和富Fe的α″以及奥氏体相内的析出物导致铁素体相和奥氏体相的显微硬度分别上升了70.81%和25.15%.调幅分解所引起的铁素体脆化是材料脆性增大的主要原因.

敏化处理对Z3CN20-09M不锈钢高温水应力腐蚀的影响

为了研究敏化处理对Z3CN20-09M不锈钢高温水应力腐蚀行为的影响,使用敏化处理的Z3CN20-09M不锈钢制成U弯试样,并置于250、290及320℃的高温水中进行应力腐蚀开裂实验,采用扫描电镜观察了高温水实验后试样的氧化膜厚度以及应力腐蚀裂纹的萌生及扩展行为.结果表明:敏化处理增加了氧化膜的厚度,降低了耐蚀能力,使SCC敏感性增大;温度较高时,敏化处理的影响较大;铁素体相容易被侵蚀,大多数点蚀坑产生于铁素体中;SCC裂纹优先在点蚀坑底部和奥氏体/铁素体相界位置处形成;相界面对SCC裂纹的影响取决于SCC裂纹相对于相界面的取向,SCC裂纹扩展方向平行于相界面时裂纹易沿着相界扩展,SCC裂纹扩展垂直于相界面方向时相界面对裂纹扩展起阻碍作用.

模拟工况热老化对Z3CN20-09M钢组织与性能的影响

为探明压水堆核电站一回路管道用钢在模拟工况环境下的热老化行为,以主管道用Z3CN20-09M奥氏体不锈钢为研究对象,对其在400℃、16.5 MPa含硼离子水蒸气中热老化不同时长后的显微组织、纳米压入硬度和冲击吸收功的变化规律进行了研究.利用扫描电子显微镜观察了热老化不同时长后的冲击断口形貌.试验结果表明:与原始态对比,经模拟工况热老化后Z3CN20-09M钢的铁素体相尺寸、分布和形态均无明显变化,而基体中位错密度随老化时长降低,老化过程中基体和位错线上有第二相的析出,且在老化3 000h时发生调幅分解,生成富Cr的α′相与富Fe的α相;铁素体相的纳米硬度随老化时间的增加由3.43GPa增加至6.08GPa,奥氏体相由3.02GPa增加至3.49GPa;冲击吸收功Akv随老化时间的延长由397.5J降低至214.0J.断裂形式由具有拉长韧窝特征的微孔聚集型韧性断裂,逐渐转变为具有解理台阶、鱼骨状花样和撕裂棱特征的准解理断裂.引起力学性能和断裂方式变化的主要原因是调幅分解生成的α′脆性相.

长时热老化对Z3CN20-09M钢耐腐蚀性的影响

为了研究核电站一回路管道用钢Z3CN20-09M在服役过程中的腐蚀行为,采用电化学工作站研究了Z3CN20-09M不锈钢在350℃、16.5 MPa含硼离子水蒸气和350℃空气介质中长时热老化后的电化学腐蚀性能.结果表明:随着热老化时间的延长,经两种介质热老化后Z3CN20-09M双相不锈钢腐蚀电位减小,腐蚀电流密度增加,Nyquist曲线半径逐渐减小,表明Z3CN20-09M钢经两种介质热老化后表面钝化膜稳定性变差,腐蚀速率加快,耐腐蚀性下降.在相同热老化时长下,经350℃、16.5 MPa水蒸气热老化Z3CN20-09M钢的腐蚀速率要比350℃空气介质热老化的大.

模拟工况热老化对Z3CN20-09M钢冲击性能的影响

为探究压水堆核电站一回路主管道用不锈钢长期在服役过程中冲击性能的变化规律,本文将Z3CN20-09M钢经模拟工况介质(400℃、16.5 MPa含硼离子水蒸气)分别加速热老化3 000h、5 000h、10 000h、15 000h后进行示波冲击试验,利用扫描电子显微镜对冲击断口进行分析.试验结果表明:随着热老化时间的延长,试样的屈服力F_(gy)、最大力F_m、不稳定裂纹扩展起始力F_(iu)均表现为逐渐增大,试样的不稳定裂纹扩展起始功W_(iu)、不稳定裂纹扩展终止功W_a、冲击总功W_t逐渐降低,裂纹扩展功W_t-W_(iu)降低幅度较小.当热老化时间超过10 000h后,试样的上述性能指标变化幅度趋缓,出现老化饱和迹象.试样的断裂方式由具有拉长韧窝特征的微孔聚集型韧性断裂逐渐转变为具有解理台阶和撕裂棱特征的准解理断裂.

热老化对Z3CN20-09M不锈钢微区力学性能和冲击断裂行为的影响

-通过纳米力学探针对铁素体相在热老化过程中的力学性能变化进行了研究．采用仪器化冲击试验机研究了材料的冲击行为，使用SEM观察冲击断口形貌．结果表明：长期热老化导致铁素体相的塑性变形能力不断下降，材料的冲击韧性也显著下降．热老化过程中冲击功的损失主要是由于裂纹扩展能量的降低引起，在400℃热老化1×10^4h后裂纹稳定扩展能几乎降为0．热老化材料的冲击断裂过程为：在冲击载荷下裂纹首先在铁素体内萌生并快速扩展，铁素体相发生解理断裂，裂纹扩展到奥氏体相，最后裂纹连接贯穿整个试样．

长期热老化后Z3CN20-09M不锈钢的微观组织与拉伸断裂行为

利用TEM和HRTEM研究了400℃热老化2X10^4h后Z3CN20—09M不锈钢的微观组织，用纳米力学探针研究了微区力学性能．结果表明：相比于原始状态，经400℃热老化2×10^4h后，Z3CN20—09M不锈钢中的铁素体发生了调幅分解并且析出了G相，导致铁索体的硬度增加和塑性变形能力下降．利用原位疲劳试验机、SEM和电子探针研究了400℃热老化2×10^4h后Z3CN2009M不锈钢的微型平板试样拉伸行为．结果表明：热老化后，不锈钢的屈服强度和断裂强度升高，延伸率下降．热老化不锈钢中铁素体发生解理断裂，微裂纹萌生于相界并向铁素体内扩展；奥氏体主要发生微孔聚集型韧性断裂，并且在局部区域发生撕裂．调幅分解是铁素体发生硬脆化和热老化前后Z3CN2009M不锈钢拉伸断裂行为发生改变的根本原因．

模拟工况热老化对核电不锈钢力学性能的影响

为探索实际服役环境对核电主管道用双相不锈钢热老化脆化的影响,在空气及模拟工况两种不同介质环境对核电一回路主管道用Z3CN20-09M双相不锈钢进行350℃加速热老化,采用微型杯突试验(SPT)测定两种环境下热老化不同时间后的双相钢力学性能.使用扫描电镜(SEM)对微型杯突试样断口形貌进行观察,分析热老化环境及时间对其断裂机理的影响.试验结果表明:在热老化的初期(0~2 000h),双相不锈钢的微型杯突屈服强度、最大强度和断裂能都有一个明显的峰值,随着热老化时间的延长,微型杯突屈服和最大强度值缓慢增长,而断裂能则缓慢减少,双相不锈钢逐渐向脆性转变;t检验可知,不同环境对热老化脆化无显著影响.随着热老化时间延长,断口的韧窝数量减少,尺寸逐渐减小.热老化的时长是影响材料性能的主要原因,环境因素对热老化脆化的影响并不显著.

不锈钢厚壁管焊接工艺试验研究

对大径厚壁超低碳奥氏体不锈钢Z3CN20-09M管道进行了焊接工艺试验研究,针对焊件的特点,制订出相应的工艺措施,使焊接接头获得优良的力学性能和使用性能,焊接工艺最终符合质量要求。

压水堆核电站主管道预制焊缝性能研究

从宏观力学性能与微观金相角度综合分析了压水堆核电站Z3CN20-09M不锈钢主管道预制焊缝的性能。对焊缝进行了力学性能试验,并与母材对比;依据金属学理论,讨论了焊缝金属的化学元素、铁素体组织、析出相对力学性能与耐腐蚀性等的影响。结果表明:控制焊缝区N、Ni、Mo、Si等元素含量,可优化焊缝整体质量;焊缝的拉伸强度高于母材,冲击韧性低于母材;焊缝金属析出相为σ和M_(23)C_6,析出相弥散分布于基体上,对材料有强化效果,但同时降低了焊缝的塑韧性及耐腐蚀性。

电炉和精炼炉VOD双联法冶炼不锈钢工艺

对核电泵壳用钢Z3CN20-09M的冶炼工艺进行了改进。分别熔炼钢水及合金,合兑后简单微调成分即进行VOD操作。能够保证质量并将冶炼时间大大缩短。