Z3CN20.09M奥氏体不锈钢热老化冲击性能试验研究
【西工大】Z3CN20-09M铸造不锈钢的热老化机理研究
文章编号: 1673 9965(2011)01 058 04Z3CN20 09M铸造不锈钢的热老化机理研究*王正品,张琳琳,刘江南,石崇哲(西安工业大学材料与化工学院,西安710032)摘 要: 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 相和富Fe的 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.关键词: Z3CN20 09M铸造不锈钢;洛氏硬度;显微硬度;调幅分解中图号: T G142.71 文献标志码: A压水堆核电站主管道是反应堆一回路系统中主循环泵与压力容器相连接的管道部件,属安全一级.同时也是核电厂正常、非正常、事故和试验工况下防止核反应裂变产物外泄至安全壳的重要屏障[1].因此,对该部件实施老化和寿命管理可提高现有核电站的安全性及可靠性.目前,国内核电站一回路主冷却剂管道多采用的是Z3CN20 09M铸造不锈钢,其运行温度范围为288~327 ,期间承受着热和机械载荷的波动以及一回路冷却介质的腐蚀作用,长期服役将产生不容忽视的热老化现象[2].现有的国内Z3CN20 09M热老化机理研究是针对该钢老化1000h、3000h状态,文中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,以探讨其热老化机理.1 试验材料及试验设备试验材料为静态铸造的Z3CN20 09M国产不锈钢,取自某核电厂一回路冷却剂主管道预留件,其化学成分见表1.加速热老化试验采用井式均温炉,温度为400 ,老化时间为1 104h.试验中使用洛氏硬度计(型号TH320)测定材料洛氏硬度;使用显微维氏硬度计(型号402MVD)对抛光浸蚀后的每组样品中的铁素体和奥氏体各取10个压入点进行试验,试验力保持时间10s.利用透射电镜(型号JEM 2010)观察材料微观组织结构变化.表1 Z3CN20 09M国产不锈钢主要化学成分(w)T ab.1 Chemical compositions o f Z3CN20 09Mcasting double phase stainless steel元素C Cr N i Si含量/%0.0320.808.68 1.25元素M n S P N含量/% 1.140.060.030.032 试验结果及讨论2.1 性能分析该钢原始态和老化1 104h后的洛氏硬度测试结果见表2.为确保数据的可靠性和试验的可重复性,每种状态选取5个测试点进行试验,求其平均值.结果表明与原始态相比,热老化1 104h后材料的洛氏硬度值上升了21.37%.第31卷第1期2011年02月 西 安 工 业 大 学 学 报Journal o f Xi an T echnolog ical U niv ersityVo l.31N o.1Feb.2011*收稿日期:2010 10 13基金资助:陕西省自然科学基金资助(2010JM6005)作者简介:王正品(1961 ),女,西安工业大学教授,主要研究方向为特种钢及金属功能材料.E mail:w ang_zhenpin@.表2 洛氏硬度比较T ab.2 Co mpar ison of Ro ckw ell hardness 试样状态洛氏硬度(H RB)平均值原始态75.8 76.1 84.6 71.2 70.475.62老化10000h88.9 90.4 90.2 94.9 94.591.78 试验测量的显微硬度值见表3,10个测量压入点是在各相区随机选取的,取其平均值比较.试验结果表明:该钢热老化1 104h后,铁素体相的显微硬度升高幅度很大,奥氏体相硬度略增.与原始态相比,分别上升了70.81%和25.15%.2.2 微观组织分析文中利用透射电子显微镜对该钢原始态的组织进行分析,如图1所示.可以看到奥氏体中存在大量的扩展位错和位错缠结,且有层错出现.这是由于奥氏体为面心立方结构,层错能低,有利于形成层错和扩展位错.层错通常发生在确定的晶面上,面心立方结构中层错在密排面{111}上形成[3].表3 显微硬度比较T ab.3 Compariso n o f micro ha rdness试样状态硬度(H V0.01)平均值原始态 347.0324.1327.0285.8284.7296.0299.8310.7325.8342.3314.32 214.6218.9230.0235.7211.2213.3204.4233.3226.2219.8220.74老化1 104h 526.5536.9552.2528.2575.8531.8539.1532.7539.1506.6536.89 286.5273.7293.4292.7252.8274.8277.1275.5255.2280.9276.26图1 铸造不锈钢原始态T EM组织Fig.1 T EM image of as cast stainless steel该钢长时热老化后与原始态相比,亚结构发生了很大的变化,如图2(a)、(b)所示.热老化1 104h后奥氏体中位错数量减少,层错宽度较原始态明显减小.分析其主要原因是:材料在长时保温过程中获得了大量的热能,使得位错获得足够的能量进行重新组合,使位错的数量和层错的宽度减少.观察图2(a)中位错上有析出物出现,图2(b)中位错网上也有析出物.可以推测:相内出现的这些析出物是导致奥氏体相硬度升高的原因.图2(c)可以观察到相界上的析出物呈现连续薄片状分布.有关研究表明[4],相界上的析出物可能为具有面心立方点阵结构的M23C6碳化物.图2(d)为此析出物放大形貌,如图2(e)电子衍射证实,图2(c)右边区域为奥氏体.放大图2(c)左边区域,可以观察到黑白相间的层片组织,如图2(f)所示.这是长时间热老化后铁素体相内由于元素扩散引起相变,形成的富Cr的 相和富Fe的 相,其中白色组织为富Cr的相,黑色为富Fe的 相[5 6],两相的界面还较模糊,说明热老化1 104h后,调幅分解还未达到平衡状态,尚处于中间阶段.正是由于铁素体相内发生调幅分解生成了新相,导致铁素体相硬度显著升高.这些新相的析出产生了较强的沉淀强化作用,使不锈钢的强度大大提高,并且由于富Cr的 相是硬质相,一旦析出就会极大地降低材料的韧性;另外,碳化物的析出也会降低相界的结合强度,产生脆化.在这几个复合因素的作用下,不锈钢的韧性随着长时间的热老化而降低.材料性能表现为59 第1期 王正品等:Z3CN20 09M铸造不锈钢的热老化机理研究400 老化后材料洛氏硬度和两相显微硬度上升.图2 铸造不锈钢热老化1 104h 后T EM 组织Fig.2 T EM imag e of cast stainless st eel after ther mal ag ing fo r 1 104h3 结论1)Z3CN20 09M 铸造不锈钢在热老化1 104h 后洛氏硬度升高了21.37%;铁素体相和奥氏体相的显微硬度分别上升了70.81%和25.15%,这是由于铁素体相调幅分解形成的富Cr 的 相和富Fe 的 以及奥氏体相出现析出物所导致.2)热老化1 104h 后,铁素体相发生了调幅分解,形成的富Cr 的 相和富Fe 的 是造成该钢长时间服役后脆性增大的主要原因.参考文献:[1] 赵彦芬.核电站用钢管材料及其国产化[J].钢管,2007,36(2):12.ZH A O Y an fen.Steel T ubula r M ateria ls fo r N uclea r Pow er Plant Serv ice and P roduct ion L ocalization[J].Steel Pipe,2007,36(2):12.(in Chinese)[2] Jaske C E,Shah V N.N U REG/CR 5314:Life A ssessment P rocedur es fo r M ajor LW R Components cast[M /OL ].U.S:N uclear Regulator y Comm ission,1990(1991 02 01)[2010 09 16]:11 26.http://csa.lib.tsing /ids70/view _recor d.php?id =2&recnum =0&log=f rom _res&SID =b8297ff82087ef3d7bdbd57ff37518ed.[3] 王毓,王正品,薛飞,等.热老化对铸造双相不锈钢显微组织的影响[J].铸造技术,2009,30(1):30.W A NG Yu,W A NG Zheng pin,XU E F ei,et al.Effect of T her mal A g ing o n M icr ostr uctures of Cast Duplex Stainless Steel[J].Fo undry T echno lo gy ,2009,30(1):30.(in Chinese)[4] 唐人剑,陆伟,殷俊林,等.长期高温时效12Cr1M oV钢中碳化物组织结构[J].同济大学学报:自然科学版,2006,34(1):106.T AN Ren jian,L U Wei,Y IN Jun lin,et al.Str ucture of the Car bides in 12Cr 1M o V L ow A lloy H eat Re sistant Steel after L o ng T erm Serv ice at Elev ated T emperature[J].Journal of T ong ji U niver sity:N atu60西 安 工 业 大 学 学 报 第31卷r al Science Edition,2006,34(1):106.(in Chinese)[5] 王均.核反应堆用17 4P H 不锈钢的性能研究[D ].成都:四川大学材料科学与工程学院,2007.W AN G Jun.Study on the Pr operties of a 17 4PH Stainless Steel U sed in a Nuclear R eacto r[D].Cheng du:M ater ials Science and Engineer ing ,Sichuan U niversity,2007.(in Chinese)[6] 康煜平.金属固态相变及应用[M ].北京:化学工业出版社,2007.K AN G Y u ping.M etal Solid Phase and Its A pplica tion[M ].Beijing:Chemical Indust ry Press,2007. (in Chinese)Thermal Aging Microstructures and Properties ofZ 3CN 20 09Cast Duplex Stainless SteelW AN G Zheng p in,ZH AN G L in lin,L I U J iang nan,S H I Chong z he(Schoo l o f M aterials and Chem ical Engineering ,X i an T echno lo gical U niver sity,Xi an 710032,China)Abstract: In or der to study the ther mal ag eing m echanism o f cast duplex stainless steels after long term service,the micro structures and pro perties of Z3CN 20 09M cast duplex stainless steel w hich has been thermal ag ed at 400 for 10000h is investigated by hardness and T EM.T he results are as follo w s:com pared w ith the or ig inal state,Rockw ell hardness increases by 21.37%;the micro hardness of ferrite and austenitic increases by 70.81%and 25.15%respectively.Ferrite embrittlement is induced by spinodal decomposition w hich form s Cr rich and Fe rich .The m icrohardness of austenitic increases because o f precipitation.T he ferrite embrittlement caused by spinodal decomposition is the main r easo n fo r the rise o f CSS em br ittlement.Key words: Z3CN20 09M cast duplex stainless steel;Rockw ell har dness;m icrohardness;spinodal decom positio n(责任编辑、校对 张立新)简 讯CNC 齿轮测量中心1995年,由西安工业大学(原西安工业学院)成功研制了我国第一台CNC 齿轮测量中心(CCZ40齿轮测量机).2007年西安工业大学与西安共达精密机器有限公司联合实施了产业化开发,将最新技术成果,如三维测头、直线电机、高精度高速度数控系统、非线性曲线曲面测量技术、解耦控制技术、弧齿锥齿轮测量与评定、曲轴测量与评定技术、动态数据处理技术等应用到新一代CNC 齿轮测量机,形成了C26,C40,C65,C80,C100等拥有自主知识产权的系列化产品,测量对象包括渐开线圆柱齿轮、锥齿轮、弧齿锥齿轮、蜗轮、蜗杆、螺杆、凸轮、滚刀、插齿刀、剃齿刀等.解决了许多用传统仪器无法检测的技术难题,打破了国外的技术与市场垄断,占领了国内市场.(苗静)61第1期 王正品等:Z3CN20 09M 铸造不锈钢的热老化机理研究。
CPR1000核电站主管道自动焊焊缝超声检测工艺总结
CPR1000核电站主管道自动焊焊缝超声检测工艺总结发布时间：2021-04-30T13:53:41.843Z 来源：《中国建设信息化》2021年1期作者：王俊龙[导读] CPR1000核电站主管道采用窄间隙自动焊接工艺，材质为奥氏体不锈钢，各向异性，晶粒粗大。
王俊龙核工业工程研究设计有限公司北京 101300摘要：CPR1000核电站主管道采用窄间隙自动焊接工艺，材质为奥氏体不锈钢，各向异性，晶粒粗大。
执行超声检验时，声能衰减严重，晶间反射形成草状回波，致信噪比下降考虑到不锈钢材料特性，对其开展超声检查时需采用不同聚焦深度和角度的探头进行分层检验，通过模拟试验验证本文中的检测工艺和检测方法具有较高的可靠性。
关键字：窄间隙自动焊、分层检测、超声检测0 背景CPR1000型核电主回路管道（简称主管道）是核电站主系统冷却系统的重要部分，其焊接的质量直接关系到整个核电站运行的安全性。
主管道由奥氏体不锈钢材料Z3CN20.09M铸造制成。
其外径一般为828-976mm，厚度为66-98mm。
其焊接工艺采用“窄间隙全自动钨极惰性气体保护电弧焊”技术，特点是可大幅度地减少坡口截面积和焊接金属的填充量。
可实现高效化焊接。
但窄间隙坡口可能存在侧壁熔合不良的问题，而在RCC-M系列标准中对于主管道的体检检验仅有射线检验一种。
众所周知，射线检验对于面积型缺陷存在检验局限。
为保证主管道焊接质量，国内外监督机构均要求对主管道窄间隙自动焊焊缝增加超声检测以验证其焊缝质量。
奥氏体不锈钢铸造材料组织各向异性，晶粒粗大。
执行超声检验时，声能衰减严重，晶间反射形成草状回波，致信噪比下降。
本文根据试验及实践中获得的数据及经验，总结了部分窄间隙自动焊焊缝超声检验的基本流程，以供相关方参考。
1 主管道窄间隙自动焊焊缝窄间隙坡口相对传统手工焊宽坡口，其焊材填充量小，不但可减少焊接残余应力和变形，还可提高工作效率。
但窄间隙坡口角度较小，两侧基本处于垂直状态，因此在焊接过程中，坡口侧壁最易产生未熔合缺陷。
铸造奥氏体不锈钢长时热老化后的组织和性能研究的开题报告
铸造奥氏体不锈钢长时热老化后的组织和性能研究的开题报告一、研究背景不锈钢，是指具有较好耐腐蚀性的钢种，其中奥氏体不锈钢是其中种类较为常见的不锈钢之一，适用于工业和民用领域中多种不同的应用。
国内外许多研究者发现，奥氏体不锈钢的高温热老化对其组织和性能有很大的影响，因此研究铸造奥氏体不锈钢长时热老化后的组织和性能变化，对于提高其耐腐蚀性、高温力学性能等方面有一定的指导意义。
二、研究目的本研究旨在通过对铸造奥氏体不锈钢长时热老化后的组织和性能变化进行深入的研究，探讨其热力学行为、晶体结构、基本力学性质等方面的变化规律，为实现其高温性能方面的优化和提高提供相关理论和实验依据。
三、研究方法本研究采用了以下主要研究方法：1.采用铸造工艺制备奥氏体不锈钢试件并对其进行热老化处理。
2.采用金相显微镜、扫描电子显微镜、透射电子显微镜等手段对铸造奥氏体不锈钢试件的组织结构、晶界结构等进行观察和分析。
3.采用X射线衍射仪、热重分析仪、差热扫描量热仪等手段对其热力学行为、晶体结构、基本力学性质等方面的变化规律进行测试和研究。
四、预期结果通过上述的研究方法和手段，本研究预期能够获得如下结果：1.铸造奥氏体不锈钢长时热老化后的组织结构、晶界结构等方面的变化规律。
2.铸造奥氏体不锈钢长时热老化后的热力学行为变化规律。
3.铸造奥氏体不锈钢长时热老化后的基本力学性质变化规律。
五、研究意义本研究可以为进一步提高铸造奥氏体不锈钢的耐腐蚀性、高温力学性能等方面提供一定的指导意义。
同时，也为相关领域的研究者提供了相关理论和实验研究依据，促进了奥氏体不锈钢研究领域的进一步发展和完善。
开题报告-奥氏体304不锈钢磁法检测实验研究
开题报告-奥氏体304不锈钢磁法检测实验研究一、选题的依据及意义:在不锈钢中，奥氏体不锈钢是一个重要的品种，其钢种最多、使用量最大:在不锈钢的总产量中，奥氏体不锈钢占到了 70%。
奥氏体不锈钢是指含铬大于18%，还含有 8%左右的镍及少量钼、钛、氮等元素，在使用状态基体组织为稳定的奥氏体的不锈钢。
这类钢具有良好的塑性、韧性、焊接性、耐蚀性能和无磁性，在氧化性和还原性介质中耐蚀性均较好，被广泛应用于石油化工、机械制造和核电等行业的重要部位，使用条件比较恶劣。
随着承压设备运行参数的提高，奥氏体不锈钢的腐蚀作用而引起的承压设备损伤失效日益成为工业生产中的一个重要问题。
因此，在工业生产中，每隔一段时间停产检修奥氏体材质设备存在的各种腐蚀缺陷，以便在发生断裂或泄漏前及时将腐蚀损伤的设备更换下来。
此外，人们开展了奥氏体不锈钢为材质的承压设备在腐蚀介质中的腐蚀失效分析研究。
通过对失效的奥氏体不锈钢设备的检测，发现了奥氏体不锈钢的腐蚀缺陷主要类型为应力腐蚀:加工不锈钢的残余应力和腐蚀介质的共同作用下，出现的腐蚀开裂现象。
结构内部的残余应力会发生不可忽略的变化，一旦发生应力腐蚀开裂，其后果不堪设想。
如何在早期发现奥氏体不锈钢压力容器的腐蚀裂纹等缺陷，并延长设备的生命周期，已经是摆在研究人员面前的一项重要的难题。
因此，实时有效的检测分析腐蚀情况，特别是容易导致腐蚀的敏感区域，成为评估承压设备安全性、使用寿命的一个重要的依据。
虽然奥氏体不锈钢具有弱磁性，但形变后会诱发马氏体相变，马氏体组织具有铁磁性，且其磁性大小与应力应变存在一定的联系，基于此背景,提出了一种在地磁场环境下的磁法检测技术。
通过对试样进行人工加载,建立合适、稳定的磁法检测装置的方式进行试验研究，通过对磁传感器采集到的磁场强度进行处理分析。
磁法检测的前提是检测出系统的磁场泄漏量，因此探头的设计，即测量磁场泄漏量的传感器设计尤为重要。
- 1 -图1 磁法检测过程图二、国内外研究概况及发展趋势(含文献综述):国外对漏磁检测技术的研究很早并于1933年首先提出应用磁敏传感器测量漏磁场的思想,但直至1947年Hastings设计了第一套漏磁检测系统,漏磁检测才开始受到普遍的承认。
常规材料热冲击性能的研究与分析
常规材料热冲击性能的研究与分析随着现代工业的不断发展，材料性能在各行各业都显得尤为重要。
其中，热冲击性能的研究及分析是非常重要的一环。
因为热冲击性能的好坏直接关系到材料的使用寿命和安全性，而常规材料热冲击性能的研究与探讨，也成为了当下工业领域的热门话题之一。
本文将对常规材料热冲击性能的研究及分析进行讨论。
一、热冲击性能的含义与意义热冲击性能是指材料在温度突变下的变形特性和力学性质。
从实际生产或使用时，可表现为材料耐热性、耐冲击性、耐急冷性以及材料在不同温度下所受到的应力等性能。
常规的工程材料，如钢材、铸铁、塑料等，均需要有一定的热冲击性能用于保证使用时的安全性，而各种行业中使用到的设备、器材等产品在生产中，也都需要符合相应的热冲击性能标准，以便能够更好地保证使用效果和安全性。
二、常规材料的热冲击性能测试常规材料的热冲击性能测试可采用多种标准化测试方法或独立的试验方案。
如ASTM、ISO、GB等标准均提出了相应的测试指标及方法，以供使用者测试所需材料的热冲击性能。
其中，ASTM D 3763-03对热冲击强度进行了规范，它是指材料在温度突然变化的情况下产生裂纹的能力。
ISO 6603-2是一种直接冲击实验，用于测试材料在不同温度下受冲击的能力。
通过这些标准，可以使得测试结果具有可重复性和可比性，并为热冲击性能的研究与分析提供了标准化的基础。
三、常规材料热冲击性能研究的进展随着科技的不断进步，常规材料的热冲击性能测试方法也在不断的完善和改进。
现代研究者们主要进行的是材料热冲击性能的分析和模拟研究，以便更为精确地了解材料的行为和性能。
在常规材料热冲击性能研究的进展中，材料热导率、材料温度分布以及材料的表征方面的研究正变得愈加深入。
例如，对于金属材料，其热导率的研究已成为当前研究的重点之一，因为其直接影响材料在高温条件下的机械性能。
同时，材料温度分布的研究也相应成为了材料热冲击性能研究的重要一环，因为在温度突变的状态下，材料内部的温度分布也将直接影响到其热冲击性能的表现。
《节镍型奥氏体耐热不锈钢热变形行为研究》范文
《节镍型奥氏体耐热不锈钢热变形行为研究》篇一一、引言随着工业技术的不断发展，耐热不锈钢因其优异的耐高温、抗腐蚀性能，在航空航天、石油化工、能源等领域得到了广泛应用。
其中，奥氏体耐热不锈钢因其良好的综合性能备受关注。
然而，传统的奥氏体耐热不锈钢中镍元素含量较高，导致成本增加和资源浪费。
因此，研究节镍型奥氏体耐热不锈钢的热变形行为，对于降低生产成本、提高材料性能具有重要意义。
二、材料与方法本研究选用节镍型奥氏体耐热不锈钢为研究对象，通过热模拟实验和金相观察等方法，研究其热变形行为。
具体实验步骤如下：1. 材料准备：选用节镍型奥氏体耐热不锈钢，进行化学成分分析和组织结构观察。
2. 热模拟实验：采用Gleeble热模拟实验机，对材料进行高温压缩实验，获得真应力-真应变曲线。
3. 金相观察：通过金相显微镜和电子背散射衍射技术，观察材料在热变形过程中的微观组织变化。
4. 数据处理与分析：对实验数据进行处理，分析节镍型奥氏体耐热不锈钢的热变形行为、动态再结晶行为和加工图等。
三、结果与讨论1. 热变形行为通过Gleeble热模拟实验，得到了节镍型奥氏体耐热不锈钢的真应力-真应变曲线。
结果表明，在一定的温度和应变速率范围内，材料的流变应力随着应变的增加而增加，表现出明显的加工硬化现象。
此外，材料的流变应力还受到温度和应变速率的影响，表现出明显的温度和应变速率敏感性。
2. 动态再结晶行为在热变形过程中，节镍型奥氏体耐热不锈钢发生了动态再结晶行为。
通过金相观察，发现动态再结晶晶粒在变形过程中逐渐形成，并随着变形的进行而长大。
动态再结晶的发生对材料的微观组织结构和力学性能产生了重要影响。
3. 加工图根据实验数据，绘制了节镍型奥氏体耐热不锈钢的加工图。
加工图可以直观地反映材料在不同工艺参数下的流动应力、能耗和微观组织变化等信息。
通过加工图，可以确定材料的最佳热加工参数范围，为实际生产提供指导。
四、结论本研究通过热模拟实验和金相观察等方法，研究了节镍型奥氏体耐热不锈钢的热变形行为、动态再结晶行为和加工图。
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
收稿日期:2020-06-23作者简介:史芳杰(1985 ),男,新疆吐鲁番人,高级工程师,硕士,现主要从事电站金属材料老化状态监测研究 第41卷 第2期核科学与工程V o l .41 N o .22021年4月N u c l e a r S c i e n c e a n d E n g i n e e r i n gA pr .2021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史芳杰,李乾武,杨广宇,薛 飞,遆文新(苏州热工研究院有限公司,江苏苏州215004)摘要: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(C A S S )的热老化状态,结果表明在400ħ下热老化不同时间,C A S S 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C A S S 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数据建立数学模型,对同一批材料的冲击功预测偏差在25%以内;磁性多参数表征方法可以克服单一参数评估带来的数据无规律性,在C A S S 热老化状态无损评估方面具有良好的工程应用前景㊂关键词:铸造奥氏体不锈钢;热老化;磁性多参数中图分类号:F 416.23文章标志码:A文章编号:0258-0918(2021)02-0440-06S t u d y o n t h e E v a l u a t i o n o f T h e r m a l A g i n g St a t e o f t h e C a s t A u s t e n i t e S t a i n l e s s S t e e l B a s e d o n t h e M a g n e t i c M u l t i -pa r a m e t e r S H I F a n g j i e ,L I Q i a n w u ,Y A N G G u a n g yu ,X U E F e i ,T I W e n x i n (S u Z h o u N u c l e a r P o w e r R e s e a r c h I n s t i t u t e ,S u z h o u o f J i a n gs u P r o v .215004,C h i n a )A b s t r a c t :T h e t h e r m a l a g i n g o f t h e c a s t a u s t e n i t i c s t a i n l e s s s t e e l u s e d i n t h e m a i n p i pe -l i n e of n u c l e a r p o w e r p l a n t w a s s t u d i e d u s i ng th e m a g n e ti c n o n -d e s t r u c t i v e t e s t i n g me t h -o d .T h e r e s u l t s s h o w t h a t t h e i m p a c t e n e r g y of t h e C A S S s a m p l e sg r a d u a l l y d e c r e a s e s w i th a gi n g t i m e a t 400ħf o r d i f f e r e n t t i m e s .T h e r e i s n o c o r r e s p o n d i n g mo n o t o n o u s l a w b e t w e e n t h e s i n g l e m a g n e t i c p a r a m e t e r a n d t h e t h e r m a l a g i n g ti m e o f t h e C A S S d u e t o t h e i n f l u e n c e o f t h e h e t e r o g e n e o u s m i c r o s t r u c t u r e o f t h e m a t e r i a l .B a s e d o n t h e m a gn e t i c m u l t i -p a r a m e t e r t e s t ,c o m b i n e d w i t h p r i n c i p a l c o m p o n e n t a n a l y s i s a n d n o n l i n e a r m u l t i -p l e r e g r e s s i o n ,a m a t h e m a t i c a l m o d e l f o r p r e d i c t i n g t h e i m p a c t e n e r g y is e s t a b -l i s h e d .A c c o r d i n g t o t h e m a t h e m a t i c a l m o d e l ,t h e d e v i a t i o n b e t w e e n t h e i m p a c t e n e r g yo f t h e s a m e b a t c h o f m a t e r i a l s a n d t h e m e a s u r e d i m p a c t e n e r g y i s w i t h i n 25%.T h e m a g-044n e t i c m u l t i p a r a m e t e r c a n o v e r c o m e t h e i r r e g u l a r v a r i a t i o n o f t h e s i n g l e p a r a m e t e r, w h i c h c a n b e u s e d t o c h a r a c t e r i z e t h e t h e r m a l a g i n g s t a t e o f t h e C A S S i n e n g i n e e r i n g a p-p l i c a t i o n.K e y w o r d s:C a s t a u s t e n i t i c s t a i n l e s s s t e e l;T h e r m a l a g i n g;M a g n e t i c m u l t i-p a r a m e t e r压水堆核电厂一回路主管道的材料为铸造奥氏体不锈钢(C A S S),而C A S S长期在高温环境(280~330ħ)下服役会引起材料热老化,给一回路的完整性带来严重威胁[1]㊂由于一回路主管道的重要性,难以进行破坏性取样,给一回路现场服役部件的热老化评估带来困难,因此有必要研究一种主管道热老化状态的无损表征手段㊂材料老化时,微观组织会发生变化,进而引起磁性的变化,通过检测磁性变化可以表征材料的热老化状态㊂K o b a y a s h i S等人研究了压力容器磁性随着热老化时间的变化特性[2],发现矫顽力与热老化状态之间存在关系; J.K.L L a i研究了316不锈钢尼尔温度与热老化状态之间的关系[3],发现尼尔温度与热老化温度之间存在定性关系;D.G.P a r k等人研究了巴克豪森噪音信号与双相合金的热老化状态的关系[4],发现随着热老化时间增加,测得的巴克豪森噪音信号值减小㊂对铸造奥氏体热老化的磁性研究暂无可查报道,同时以上研究都是基于单一参数研究,在实验中需控制多种变量,在实际工程应用中具有局限性㊂本文探索铸造奥氏体不锈钢热老化脆化后的多个磁性参数的变化,结合数学建模方法,建立用于评估C A S S热老化的公式,尝试解决在实际工程应用中,利用磁性参数无损表征铸造奥氏体不锈钢热老化的难题㊂1实验方法实验材料为Z3C N20-09M,为某核电厂主管道直管段,其制造规范为R C C M M5110 (2000+2002补遗),材料化学成分%(质量分数)为:0.08C,1.5M n,2S i,18.0~21.0C r, 8.0~11.0N i,0.04P,0.04S,0.04M o㊂样品分为C1组和C2组,在400ħ下进行不同时间的热老化处理,具体的热老化时间见表1㊂对每组不同热老化后的样品,均取3个10mmˑ10mmˑ55mm标准冲击试样,1根ϕ18mmˑ140mm的圆柱试样㊂C1组和C2组冲击试样均在在冲击试验机Z w i c k R K P 450上测试冲击功以获取实验冲击功数值,同时在C1组和C2组圆棒状试样上使用德国弗劳恩霍夫的3MA仪器进行巴克豪森噪音㊁增量磁导率㊁切向磁场谐波分析的数据采集,并分析每一项磁性参数的变化规律㊂之后用C1组试样的磁性参数数据和实验冲击功数值,采用主成分分析对原始磁性参数数据进行降维处理,继而采用非线性回归拟合建立磁性多参数与实验冲击功之间的数学模型㊂C2组样品作为对比试样,结合3MA仪器收集圆棒状试样的磁性参数,利用C1组数据拟合获得的数学模型预测C2组样品的冲击功,并与C2组样品实验获得的冲击功进行比较㊂利用3MA仪器进行巴克豪森噪音㊁增量磁导率㊁切向磁场谐波分析,在测试中产生25个磁特征参数,分类见表2㊂表1样品编号与热老化时间T a b l e1T h e n u m b e r o f s a m p l e s a n d a c c e l e r a t e d a g i n g t i m e编号C1-1C2-1C1-2C2-2C1-3C2-3C1-4C2-4C1-5C2-5C1-6C2-6C1-7C2-7C1-8C2-8C1-9C2-9热老化时间/h01003001000300045006000800010000144表2 25个磁特征分类及符号T a b l e 2 T h e s i g n a l c l a s s i f i c a t i o n o f 3M A a n d t h es ym b o l 分类巴克豪森噪音增量磁导率切向场谐波分析磁信号符号M m a x ,M m e a nM r ,H C M ,H 25MH 50M ,H 75Mμm a x ,μm ea nμr ,H C μ,H 25μH 50μ,H 75μA 3,A 5,A 7P 3,P 5,P 7H C O ,H r O,K UH S ,V m a g备注M 代表巴克豪森信号值,M r指原点处的值,H C M 指该方法测的矫顽力,H 25M ㊁H 50M ㊁H 75M为信号曲线宽度μ代表增量磁导率值,μr 指原点处的值,H C μ指该方法测的矫顽力,H 25μ㊁H 50μ㊁H 75μ为信号曲线宽度A 3㊁A 5㊁A 7代表傅里叶级数的振幅,P 3㊁P 5㊁P 7代表相移,H C O 表示矫顽力,H r O 为原点处谐波含量,K 为畸变因子,UH S 是振幅和,V m a g 为末级电压2 实验结果2.1 冲击功C A S S 随着热老化时间的延长,冲击功持续下降,且在0~3000h 时冲击功显著下降,后续下降趋势较为平缓,如图1所示㊂图1 C 1组试样的冲击功随热老化时间的变化趋势F i g .1 T h e v a r i a t i o n o f i m p a c t e n e r g y af t e r d i f f e r e n t ag i n g t i m e f o r C 1s a m pl e s 冲击功的下降趋势表明C A S S 发生了明显的热老化脆化,原因是铁素体相内部发生了调幅分解㊂在F e -C r 二元系中存在互溶间隙,会自发分解为富C r 相和贫C r 相的区域,如果分解发生在互溶间隙与调幅分解线之间,那么分解以形核长大的方式完成,如果落在调幅分解线以内,那么以调幅分解的形式完成[5-7]㊂2.2 单一磁性参数表征在利用巴克豪森噪音表征材料的研究中,很多学者用巴克豪森噪音最大值M m a x 这一参数表征材料,C .J a g a d i s h 等人研究了巴克豪森噪音幅值与材料受到的应力大小之间的关系[8];增量磁导率的应用研究中,μm a x 最直观,在材料的性能研究中具有一定的表征作用[9]㊂K 值在材料种类识别,材料状态确定等领域应用广泛[10]㊂因此,分别取巴克豪森噪音最大值M m a x ,增量磁导率最大值μm a x 和畸变因子K ,可观察到这三种参数的变化趋势如图2所示㊂从图2可以看出单参数随着热老化时间并没有呈现单调变化规律㊂不仅一般材料研究所采用的参数没有规律,测得的25个磁性参数信号均没有呈现规律性变化,说明单一参数具有较大的局限性㊂2.3 磁性多参数表征由于单一参数与C A S S 热老化状态之间的非单调关系,难以通过单一磁性参数评估C A S S 的热老化状态,因此应用多参数来建立磁性参数与冲击功之间的数学模型,进而对材料热老化状态进行评估㊂由于原始参数共有25项,为非线性多元回归的模型选择带来困难,因此首先需要利用主成分分析进行数据降维处理,在25个参数中选取9个磁性参数,建立的冲击功评估模型如公式(1)所示㊂冲击功(I .E .):I .E .=308.6+931.4A 5-10508.3M m a x -44039.8μr -4227.8V m a g-134.7H c o+11464.1M m e a n+20023.6u m a x+24494.5u m e a n+244436.409H 75μ(1)如图3所示,横坐标为实验测得的冲击功值,纵坐标为公式拟合的冲击功值,数据点均落在y =x 附近,公式R 2为0.941,说明公式(1)具有较好的拟合效果㊂图2 三种磁信号(M m a x ,μm ax ,K )随热老化时间变化趋势F i g .2 T h e v a r i a t i o n o f t h r e e m a g n e t i c s i gn a l s a f t e r d i f f e r e n t ag i n g ti m e 图3 数学模型的拟合结果F i g .3 T h e f i t t i n g re s u l t of t h e m a t h e m a t i c m o d e l 3 分析与讨论3.1 单一磁性参数表征主管道采用了离心铸造方式加工,其内外壁的组织和性能会产生一定的差异,如图4所示,沿管道壁厚方向的宏观组织外壁为柱状晶,内壁为等轴晶㊂铸造奥氏体不锈钢管道内㊁外壁原始态的金相组织如图5和图6所示㊂铸造奥氏体不锈钢的基体为奥氏体,铁素体在基体中呈现连续或不连续的条网或是孤岛状分布㊂图4 铸造奥氏体管道不锈钢截面F i g .4 T h e c r o s s s e c t i o n o f t h e C A S S p i pe l i n e 图5 管道外壁柱状晶组织F i g .5 T h e o u t w a r d m e t a l l o g r a p h y o f t h e p i pe l i n e 344图6管道内壁等轴晶组织F i g.6 T h e i n n e r m e t a l l o g r a p h y o f t h e p i p e l i n e由于铁素体为铁磁性,奥氏体为顺磁性,而C A S S中铁素体含量低于25%,因此测得的磁信号较弱㊂铸造奥氏体不锈钢热老化后,主要变化发生在铁素体内:长期热老化后铁素体含量没有显著变化,而在铁素体内部发生调幅分解,形成富C r相并且在调幅分解形成的贫C r区析出G相[11]㊂由于C A S S组织不均匀,导致在样品取样时,很难保持所有样品都具有同样的微观组织㊂而C A S S热老化又发生在占材料比例较小的铁素体相中,热老化导致的磁性特征的变化比较微弱,磁性测试对样品微观组织又比较敏感[12],综合导致单一磁性参数测试比较难表征C A S S热老化规律㊂3.2磁性多参数的数学建模铸造奥氏体不锈钢的机械性能随热老化时间呈现规律性,单一磁性参数无法有效表征C A S S的热老化,通过建立非线性多元回归模型,以实现有效评估不同热老化状态下材料的力学性能㊂在建立非线性多元回归模型的过程中,首先要对25个参数行处理,使得模型更加简洁,同时降低处理难度与计算效率㊂处理方法为主成分分析,因此需要研究降维之后的维度与原始信息之间的还原度关系㊂3.2.1数据降维对原始数据的影响分析主成分分析在处理较大维度数据时具有降低运算需求,提升运算效率的优点,对原始数据的降维是将原始高维度信息映射在低维度空间上,因此有信息失真的风险,需要考虑降维之后信息还原度的问题㊂图7是降维后的参数数量与原始数据还原度的关系,由图7可知,在参数数量较少时,随着参数数量的增加,数据还原度急剧增加, 3个参数时还原度已经达到90%,9个参数时达到99.9%,参数数量达到12个时已经达到100%,可完全还原数据的信息㊂可见通过降维可在有效降低运算量的同时保证信息的完整性㊂通过衡量信息完整性和计算效率,最终选择降维之后数据维度由25降低至9,也就是公式(1)中描述的9个参数,这些参数是根据这些参数对应的协方差矩阵中特征值大小排序来确定的㊂图7参数量与信息还原度的关系F i g.7 T h e v a r i a t i o n o f i n f o r m a t i o n i n t e g r a l i t y w i t hd i f fe r e n t n u m b e r of p a r a m e t e r s3.2.2模型精确度验证确定模型中参数的数量后,选择模型为非线性模型,均方根误差满足设定的阈值并选择拟合度最大的模型,最终模型如式(1)所示,同时以此模型来评估C2组材料的冲击功,拟合结果可见表3㊂拟合结果表明,建立的数学模型对C2组材料的冲击功预测较好,且预测结果均偏于保守,偏差最高为25%㊂由此可见由多参数结合非线性多元回归,可有效突破单参数的局限性,且精确度和效率较高,可实现对铸造奥氏体不锈钢热老化的无损评估㊂444表3实验获得的冲击功值(实测值)与模型预测的冲击功值(预测值)的比较T a b l e3C o m p a r i s o n b e t w e e n t h e e x p e r i m e n t a l i m p a c t e n e r g y r e s u l t a n d t h e i m p a c t e n e r g yr e s u l t g i v e n b y t h e s i m u l a t e d m a t h e m a t i c m o d e l热老化时间/h01003001000300045006000800010000实测值/J297218227194150.5135.5126.5115.599预测值/J2371711721741461299510693偏差/%202224103525864结论利用磁性检测方法研究C A S S热老化的无损表征,结果表明:(1)铸造奥氏体不锈钢在400ħ下,随着热老化时间延长,冲击功持续降低,但测量的25种磁性参数信号均无单调性的变化,受多种因素互相影响,单一磁性参数难以表征铸造奥氏体不锈钢热老化状态㊂(2)采用非线性回归拟合,对测得的磁性数据建立数学模型,对同一批材料的冲击功预测偏差在25%以内㊂(3)磁性多参数表征方法,可以克服单一参数评估带来的热老化状态评估难点,在C A S S热老化状态无损评估方面具有良好的工程应用前景㊂参考文献[1] Y u W,F a n M,G a o H,e t a l.E f f e c t o f l o n g-t e r m a g i n g o nt h e f r a c t u r e t o u g h n e s s o f p r i m a r y c o o l a n t p i p 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模拟工况热老化对Z3CN20-09M钢冲击性能的影响
模拟工况热老化对Z3CN20-09M钢冲击性能的影响高雨雨;王正品;金耀华;刘志学;要玉宏【摘要】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3000 h、5000 h、10000 h、15000 h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Fgy、最大力Fm、不稳定裂纹扩展起始力Fiu均表现为逐渐增大,试样的不稳定裂纹扩展起始功Wiu、不稳定裂纹扩展终止功Wa、冲击总功Wt 逐渐降低,裂纹扩展功Wt-Wiu降低幅度较小.当热老化时间超过10000 h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.%The paper is aimed to explore the change in the impact properties of stainless steel for the main pipe of the primary loop in a PWR nuclear power plant during its long service.The thermal ageing process ofZ3CN20-09M steel was accelerated for 3 000 h,5 000 h,10 000 h and 15 000 h in a simulated working medium(400 ℃,1 6.5 MPa,water vapor containing boron ions),and then an instrumented Charpy impact test was conducted,in which an SEM was used to analyze the impact fracture morphology.Experimental results show that with the aging time increasing,the yield force Fgy,the maximum force Fm,and the unstable crack initial force Fiuof Z3CN20-09M steel were gradually increasing;its unstable crack extension initial work Wiu,unstable crack extension terminal work Waand the total work of impact Wtwere gradually decreasing;butthere was a small decline in the crack extension work Wt-Wiu.When the ageing process exceeded 10 000 hours,the changes of the above-mentioned properties slowed down,a sign of thermal aging saturation emerging.With the aging time increasing,the fracture mechanism of the sample changed gradually from the microvoid aggregation fracture with elongated dimples to the quasi-cleavage fracture with tear ridges and cleavage steps.【期刊名称】《西安工业大学学报》【年(卷),期】2018(038)001【总页数】6页(P52-57)【关键词】Z3CN20-09M不锈钢;模拟工况;热老化;示波冲击试验;断裂机理【作者】高雨雨;王正品;金耀华;刘志学;要玉宏【作者单位】西安工业大学材料与化工学院,西安710021;西安工业大学材料与化工学院,西安710021;西安工业大学材料与化工学院,西安710021;西安工业大学材料与化工学院,西安710021;西安工业大学材料与化工学院,西安710021【正文语种】中文【中图分类】TG142.71oscillographic impact;fracture mechanism我国核能发展已进入规模化新时期，到2020年，核电运行和在建装机将达到8 800万千瓦，正逐步成为世界核电的产业中心[1].因此，在快速发展核电产业的同时，对核电技术的管理和安全运行提出了更高的要求[2-3].一回路主管道作为压水堆核电站运行的“大动脉”部件，运行过程中承载着高温、高压、高流速且含有放射性物质的腐蚀介质，受力情况复杂，若管道材料发生失效，将会引起放射性物质的泄漏，导致安全事故和重大的经济损失[4].双相不锈钢因具有高强度、耐脆化、良好的塑韧性和焊接性等特征，被广泛用于核电一回路主管道[5].众多研究表明，核电一回路主管道及其他零部件在高温高压状态下长时间服役后发生热老化脆化现象，导致材料结构的临界裂纹尺寸减小、韧脆转变温度上升，材料的冲击韧性明显的降低[6-8].文献[9]对SCS14A不锈钢于400 ℃环境下进行了长达30 000 h的热老化试验，发现随着热老化时间延长，铁素体逐渐脆化，材料的夏比冲击功大幅度降低；文献[10]对304L和316L不锈钢在400 ℃时效20 000 h后，发现由于铁素体相的分解和G相的沉淀，导致材料的拉伸性能和冲击韧性显著降低.近几年国内学者对核电用一回路主管道用不锈钢进行热老化研究，但主要集中在空气环境下长时间热老化后的宏观力学性能和微观结构的变化方面，对于材料在模拟服役环境下热老化后的性能研究少有报道[11-12].相关研究表明[13-14]双相不锈钢在400 ℃下与实际服役温度(288～327 ℃)下的热老化机理相同，本文以Z3CN20-09M双相不锈钢为研究对象，首先对其在400 ℃、16.5 MPa含硼离子水蒸气中进行长达15 000 h的加速热老化试验，然后测试了不同热老化时长后的冲击性能，并对其热老化机理进行了探究，为核电一回路管道的热老化管理和剩余寿命预测提供一定的理论依据和试验基础.1 试验材料及方法试验材料取自某核电设备有限公司生产的Z3CN20-09M双相不锈钢管材,其化学成分见表1.表1 Z3CN20-09M双相不锈钢主要化学成分(w/%)Tab.1 Chemicalcomposition of Z3CN20-09M duplex stainless steel (w/%)元素CCrNiMnSiMoNFe其他含量0．02119．978．971．161．170．0160．03868．540．078模拟工况加速热老化试验在型号为F5-16/400的高温高压反应釜中进行，试验温度为400 ℃，试验压力为16.5 MPa.热老化时长分别为3 000 h、5 000 h、10 000 h和15 000 h.示波冲击试样按照GB/T 19748-2005以及ISO 14566-2000标准进行加工[15-16]，具体尺寸见图1.示波冲击试验按照GB/T 19748-2005于JB-W450E-L型试验机上进行[15]，将试验所得力-位移数据利用Origin软件进行拟合，拟合后分析得出冲击试验过程中一系列特征值：包括动态屈服力Fgy，最大力Fm，裂纹稳定扩展起始力Fiu，相应地冲击功的特征值包括裂纹不稳定扩展起始功Wiu、裂纹不稳定扩展终止功Wa以及冲击总功Wt等.冲击断口采用FEI QUANTA400F型扫描电子显微镜进行观察.图1 Z3CN20-09M不锈钢示波冲击试样尺寸Fig.1 The dimension of theZ3CN20-09M stainless steel sample2 试验结果及分析2.1 热老化时长对试样冲击力的特征值影响图2为Z3CN20-09M钢冲击力特征值随热老化时间的变化情况.由图2可以看出，经15 000 h热老化时间后，Z3CN20-09M钢的屈服力Fgy、最大力Fm和不稳定裂纹扩展起始力Fiu分别增加了8.2%,14.6%和14.4%.同时还可看出，随着热老化时间的延长，Fgy整体增大幅度较小，Fm、Fiu整体增幅较大，但当热老化时间超过10 000 h后，Fm、Fiu增速减缓.这表明Z3CN20-09M钢经模拟工况介质长时热老化后，其冲击力特征值增大，呈现出明显的脆化迹象.众多研究工作表明[7-10]，当400 ℃热老化时长超过3 000 h，Z3CN20-09M钢中的铁素体会发生调幅分解，形成富铁的α相和富铬的α′相，造成铁素体相硬度的增加，从而引起Z3CN20-09M钢的热老化脆化,这也是Z3CN20-09M钢冲击力特征值增加的原因. 图2 热老化时长对Z3CN20-09M钢示波冲力值的影响Fig.2 The effect of the thermal aging time on the impact force values of Z3CN20-09M steel前期研究工作显示[17-18]，Z3CN20-09M钢经热老化10 000 h后，铁素体中调幅分解的产物的界面已逐渐清晰，与热老化3 000 h相比调幅分解已经进行得很充分，基本达到了相平衡，导致冲击力特征值进一步增大.当老化时间达到15 000小时，富Cr的α′相和富Fe的α相的界面更加清晰，调幅组织进一步变粗，冲击力特征值增速趋缓.另外，图2还显示Fm、Fiu随着热老化时长的变化曲线是相对平行的，即Fiu和Fm的差值在热老化前后都保持不变，这说明力-位移曲线的上不稳定裂纹起始点(iu)也可利用Fiu与Fm差值不变的规律计算得出，相比在拟合出的曲线上找特征点，此种方法所推算出的结果误差更小.2.2 热老化对冲击功特征值的影响试验所得冲击功随热老化时间的变化如图3所示.从图3可以看出，随着热老化时间的增加，Z3CN20-09M钢的Wiu、Wa、Wt均逐渐减小，经热老化15 000 h 后，裂纹不稳定扩展起始功Wiu、裂纹不稳定扩展终止功Wa和冲击总功Wt分别下降了35.68%,50.02%和53.18%.另外还可以看出，热老化时长小于5 000 h，特别是小于3 000 h时，Wiu、Wa、Wt的降幅较大，分别为22.7%，29.8%和32.9%,这同样和热老化3 000 h后钢中铁素体的调幅分解有关.当热老化时超过10 000 h时，Z3CN20-09M钢的Wiu、Wa、Wt下降幅度明显趋缓，这是由于热老化时长超过10 000 h时，钢中铁素体调幅分解充分进行和调幅结构进一步粗化所致.这与2.1节中冲击力的变化规律相类似.图3 热老化时长对Z3CN20-09M钢冲击功的影响Fig.3 The effect of the thermal aging time on the impact work of Z3CN20-09M steel同时图3还显示，Z3CN20-09M钢的裂纹扩展功Wt-Wiu随热老化时长变化较小，经15 000 h热老化后仅降低了16.81%.研究显示[17]，长时间加速热老化后，Z3CN20-09M钢铁素体相因调幅分解出现了明显的脆化，裂纹优先在铁素体内部形成，进而造成了裂纹不稳定扩展起始功Wiu的大幅度降低.但Z3CN20-09M钢中的铁素体相含量不超过20%，裂纹扩展主要在奥氏体相中进行.由于奥氏体相的力学性能随着热老化时长的变化较小[7-9〗，故长时热老化对Wt-Wiu影响不大.因此，可看出，Z3CN20-09M钢冲击性能的劣化主要表现为裂纹不稳定扩展功Wiu的降低.2.3 示波冲击断口形貌分析图4为Z3CN20-09M钢经400 ℃模拟工况介质下不同时长热老化后冲击断口的宏观及微观形貌.从图4(a)、4(c)、4(e)、4(g)、4(i)可以看出，在0～15 000 h时长的热老化过程中，Z3CN20-09M钢冲击断口的宏观形貌的冲断区域面积逐渐变大，粗糙不平的断口表面也逐渐变得平滑，也即脆性逐渐增大，这与示波冲击试验所得冲击力特征值和冲击功特征值的变化规律一致.冲击断口微观形貌如图4(b)、4(d)、4(f)、4(h)和4(j)所示，由图4(b)可以观察到未被热老化试样的冲击断口为大量被拉长的大而深的韧窝，且在韧窝底部可观察到第二相粒子，属于微孔聚集型韧性断裂模式，这是由于未被热老化的材料具有较好的塑性特征；由图4(d)可观察到，当热老化时长达3 000 h时，断口可见到部分撕裂棱特征，以及准解理台阶，这是由于铁素体相的脆性逐渐增大以及试样在冲断过程中出现位错滑移以及孪生变形导致；热老化时长达5 000 h时，如图4(f)所示，断口韧窝较小，出现解理台阶，试样的韧性逐渐降低脆性增大；热老化长达10 000 h时，如图4(g)所示，冲击断口有明显的解理台阶，同时还可观察到鱼骨状花样以及沿晶断裂的特征，这与冲击试验所得冲击力和冲击功特征值结果变化规律一致，即试样的冲击性能明显降低，是因为在冲击载荷作用下，裂纹在铁素体内萌生并快速扩展，铁素体相发生解理断裂，接着裂纹图4 不同热老化时长后试样冲击断口形貌Fig.4 The impact fraction morphology of Z3CN20-09M at different aging times扩展到奥氏体相，奥氏体相被撕裂，最后统一形成宏观裂纹；热老化时长达15 000 h时，如图4(j)所示，试样的断口形貌与热老化10 000 h后的试样较为接近，解理特征更加明显，奥氏体相的撕裂棱特征变化不再明显，此时出现热老化饱和迹象.经模拟工况热老化后的冲击断口微观特征总体表现为由微孔聚集型断裂逐渐向准解理和解理断裂过渡.3 结论1) Z3CN20-09M钢的冲击力特征值Fm、Fiu和Fgy均随热老化时间的延长而增大，而Fiu与Fm的差值在不同的热老化时间下保持不变.2) Z3CN20-09M钢的冲击功特征值随着热老化时间的延长而大幅降低，热老化时长超过10 000 h后冲击功特征值降低幅度减小.另外，热老化对Z3CN20-09M钢的Wt-Wiu影响不大，其冲击性能的劣化主要表现为裂纹不稳定扩展功Wiu的降低.3) 随着热老化时间的延长，Z3CN20-09M钢的断裂方式由以韧窝为特征的微孔聚集型韧性断裂逐渐向以撕裂棱和解理台阶为特征的准解理断裂过渡.参考文献：[1] 张生玲,李强.低碳约束下中国核电发展及其规模分析[J].中国人口资源与环境,2015,25(6):47.ZHAGN Shengling,LI Qiang.China’s Nuclear Power Development and Its Scale Analysis Under Low Carbon Constraints[J].China’s Population Resources and Environment,2015,25(6):47.(in Chinese)[2] 张明.试论核原料的生产原理及设备[J].中国科技投资,2017(6):19. 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长时热老化对Z3CN20-09M钢耐腐蚀性的影响
长时热老化对Z3CN20-09M钢耐腐蚀性的影响曹楠;王正品;王毓;刘志学;要玉宏【摘要】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.【期刊名称】《西安工业大学学报》【年(卷),期】2018(038)006【总页数】6页(P614-619)【关键词】Z3CN20-09M不锈钢;热老化;电化学;腐蚀性能【作者】曹楠;王正品;王毓;刘志学;要玉宏【作者单位】西安工业大学材料与化工学院,西安 710021;西安工业大学材料与化工学院,西安 710021;西安工业大学材料与化工学院,西安 710021;西安工业大学材料与化工学院,西安 710021;西安工业大学材料与化工学院,西安 710021【正文语种】中文【中图分类】TG142.71根据国际原子能机构资料显示，截止2017年，全世界有448座商用核电厂，约60座核电厂正在兴建中，全球电量有超过11%来自核电.然而核应用越多，客观上增加了核电站运行风险，一旦发生核事故，将会对社会稳定、经济带来极其恶劣的影响[1].因此，核电站在安全、稳定的环境下运行显得尤为重要.一回路管道是防止核反应裂变产物外泄至安全壳的重要屏障，含有约5%～20%铁素体相的铸造双相(铁素体相+奥氏体相)不锈钢，如CF8M、CF3M、Z3CN20-09M等，因其高的强韧性和优良的耐腐蚀性能(尤其是耐局部腐蚀)而被广泛用作制造核电主管道的结构材料[2-3].文献[4]表明，Z3CN20-09M钢中铁素体相在热老化3 000 h后开始发生调幅分解，形成明暗相间富铁的α相和α′相组织，在α/γ相界有极少量的Cr2N相析出.文献[5]研究表明，随着热老化时间的增加，由于位错线和铁素体相中G相的析出以及铁素体中发生调幅分解以及调幅分解的粗化，造成Z3CN20-09M钢力学性能的下降.而且核电站一回路主管道的运行环境为含硼酸的高温(约288～327 ℃)、高压(16.5 MPa)水蒸气，材料长期在该工况下运行，经常会发生应力腐蚀开裂,晶间腐蚀等问题[6-8].同时，腐蚀产物的释放、活化和沉积还会造成核电站停堆期间的辐射场，给核电站运营带来很大阻碍[9-11].因此，研究核电主管道材料在模拟工况下长期运行的腐蚀状况，对腐蚀防护具有重要作用.近年来部分学者对核电站一回路主管道材料的腐蚀现象有所研究.文献[12]研究了316L不锈钢在含Cl-环境中的腐蚀行为，发现NaCl溶液中316L钢的腐蚀行为是Cl-浓度与溶解氧含量两因素共同作用的结果.腐蚀过程中，钝化膜是缓慢形成的，膜结构具有不完整性，这为点蚀的孕育萌生提供了结构条件，而点蚀一旦形成，在自催化作用下会继续发展.文献[13]采用极化曲线和电化学交流阻抗法研究了400 ℃长时热老化对核电站一回路主管道用钢Z3CN20-09M点蚀性能的影响.结果显示，Z3CN20-09M不锈钢随热老化时间的增加，试样表面的腐蚀溶解速率逐渐变大，热老化试样的点蚀坑优先沿铁素体生长，表现出明显的取向性.为了研究长时热老化对Z3CN20-09M不锈钢耐腐蚀性的影响，本文在模拟工况介质(温度350 ℃、压力16.5 MPa的含硼离子水蒸气)和350 ℃空气介质对Z3CN20-09M双相不锈钢分别长达5 000 h和10 000 h的加速热老化试验，采用PARSTAT2273型电化学工作站对其电化学腐蚀行为进行研究.为核电站一回路管道的腐蚀防护工作提供理论依据.1 试验材料及方法试验所用材料为核电站一回路主管道用Z3CN20-09M双相不锈钢，其化学成分(质量分数ω′/%)见表1.热老化试验分别在SXC-3-10型箱式电阻炉和TFCZ-16/400动态高温高压反应釜(介质为350 ℃、16.5 MPa含硼离子水蒸气的模拟工况介质)中进行，热老化试验温度均为350 ℃.试样在箱式电阻炉中保温时间为1 500 h、3 000 h、5 000 h和10 000 h，而在反应釜中的保温时间为800 h、1 000 h、3 000 h和5 000 h.表1 Z3CN20-09M双相不锈钢的主要化学成分Tab.1 Chemical composition of Z3CN20-09M duplex stainless steel元素CCrNiSiMnSPNω′/% 0.0320.88.681.251.140.060.030.03电化学测试前，需将试样线切割至尺寸为10 mm×10 mm×10 mm的正方体，经打磨后与铜导线焊接在一起，并用环氧树脂镶嵌固定.对镶嵌好的试样工作面逐级用400#至2000#砂纸打磨后机械抛光.最后，再用去离子水、无水乙醇清洗表面并烘干待用.极化曲线和阻抗谱测试在PARSTAT2273型电化学工作站上进行.该工作站采用三电极体系如图1所示，辅助电极为铂电极，参比电极为饱和甘汞电极，工作电极为Z3CN20-09M双相不锈钢，盐桥溶液为饱和KCl溶液.测出腐蚀金属的极化曲线后，把阳极和阴极的直线部分外延，则其交点对应的横坐标值即为自腐蚀电位(Ecorr)，其纵坐标值就是自腐蚀电流.而金属表面取1 cm2，可得到自腐蚀电流密度(Icorr).根据Icorr值大小，即可判断金属的耐蚀性.利用数显恒温水浴锅将试验温度控制在(30 ℃±1 ℃).所有的测试均在0.1 M的HCl溶液中进行.由于溶解氧将使得电位窗口(极化曲线)变小，在进行电化学实验前，将氮气往电解液中鼓泡15 min以去除溶解氧.在实验开始时测试开路电位，用平稳后的开路电位平均值作为测量的开路电位值.动电位极化曲线扫描速率为1 mV·s-1，扫描范围为-0.5～1.0 V.电化学阻抗谱的测试在腐蚀电位下进行，频率范围为1×10-7～100 kHz，交流激励信号幅值为10 mV，用PowerSuite软件进行测试.电化学阻抗谱是以小振幅的正弦波电势(或电流)为扰动信号，使电极系统产生近似线性关系的响应，测量电极系统为在很宽频率范围的阻抗谱.在不考虑扩散以及表面吸附等情况下，Z3CN20-09M不锈钢采用的电化学阻抗谱等效电路如图2所示.图1 电化学三电极工作示意图Fig.1 Diagram of the electrochemical three electrodes图2 电极系统的等效电路图Fig.2 Equivalent circuit of the electrode system 电极系统交流总阻抗Z[14]表达式为(1)式中：RS为溶液电阻；C为双电层电容；Rt为电荷转移电阻;ω为角频率；j为虚数单位；Z的复数形式为Z=Zre+jZim(2)式中:Zre为总阻抗Z的实部阻抗，Zim为总阻抗Z的虚部阻抗，分别表示为(3)(4)消去ω和C整理后得(5)式(5)为以(Rt/2,0)为圆心，Rt/2为半径的圆的方程.阻抗测量常见的Nyquist图，如图3所示.图3中半圆的直径表示电化学反应过程的传递电阻Rt，ω处于高频和低频之间时有一个特征频率ω*，式(6)可确定双电层电容C，即：C=1/ω*Rt(6)图3 等效电路的Nyquist图Fig.3 Nyquist diagram of the equivalent circuit 2 实验结果及分析2.1 热老化对开路电位的影响表2为经350 ℃模拟工况和空气介质不同时长热老化的Z3CN20-09M钢在 0.1 M HCl溶液中的开路电位.从表2可以看出，无论是在350 ℃空气还是模拟工况介质中，经不同时长热老化的Z3CN20-09M钢的开路电位随扫描时长的变化不大，但随着热老化时间的延长，其开路电位逐渐减小.文献[4-5]研究结果表明，经过长时热老化后，双相不锈钢中铁素体相会有铬化物的析出.正是由于长时热老化后铁素体的含氮量会促进富铬的氮化物Cr2N的析出，造成基体贫铬发生点蚀，导致Z3CN20-09M钢表面钝化膜稳定性降低和耐腐蚀性的下降.同时，从表2还可以看出，在热老化时长相同的条件下，Z3CN20-09M钢在模拟工况介质中的开路稳定电位均高于350 ℃空气，说明模拟工况环境会加速腐蚀的发生，且相同热老化时长下的开路电位变化均比较平稳.2.2 热老化对极化曲线的影响图4为经350 ℃模拟工况和空气介质不同时长热老化的Z3CN20-09M钢在0.1M的HCl溶液中的极化曲线图.而表3为与图4相对应的Z3CN20-09M钢在两种介质中的自腐蚀电位Ecorr，自腐蚀电流Icorr，维钝电流密度Ip.从图4中可以看出，在350 ℃空气和模拟工况介质中，经不同时长热老化的Z3CN20-09M钢均具有一个较为明显的稳定钝化区，表明钝化膜在此极化电位区间比较稳定致密，并且具有一定的钝化能力，但钝化区宽度随着热老化时间的延长而逐渐减小.表2 Z3CN20-09M不锈钢在模拟工况和空气介质中的开路电位Tab.2 Open circuit potential (EOCP) of Z3CN20-09M stainless steel in the simulated condition and air medium参数服役环境模拟工况空气介质热老化时间/h8001 0003 0005 0001 5003 0005 00010 000稳定电位/V-0.226-0.254-0.278-0.304-0.184-0.221-0.246-0.268图4和表3表明，随老化时间的增加，Z3CN20-09M双相不锈钢的自腐蚀电位Ecorr逐渐减小，而自腐蚀电流Icorr逐渐增大，维钝电流密度Ip也随之增大.表明经过长时热老化的Z3CN20-09M不锈钢钝化膜在HCl溶液中，溶解速率加快，钝化膜稳定性降低，不锈钢腐蚀速率加快.文献[13,15]发现铁素体中铬浓度的变化导致钝化膜或金属表面状态不稳定，使表面原子溶解在贫Cr区中，最终导致随老化时间的增加，铁素体中腐蚀电位减小，而腐蚀电流密度增加.这和上面的结论一致，即随着老化时间的增加，Z3CN20-09M双相不锈钢中的铁素体相析出铬化物，产生点蚀，并且数量逐渐增多，材料的抗腐蚀性能逐渐降低.图4中350 ℃两种环境下随热老化时间的延长，材料的极化曲线变化规律大致相同.但在相同的老化时长下，不锈钢在模拟工况介质中的自腐蚀电位较空气介质中小，自腐蚀电流较空气介质中大.这表明，材料在模拟工况介质中的腐蚀速率大于空气介质.图4 Z3CN20-09M不锈钢在模拟工况和空气介质中的极化曲线图Fig.4Polarization curve chart of Z3CN20-09M stainless steel in the simulated condition and air medium表3 不同热老化状态下Z3CN20-09M钢极化曲线特征值Tab.3 Characteristicsof polarization curves of Z3CN20-09M steel under different thermal aging conditions参数服役环境模拟工况空气介质热老化时间/h8001 0003 0005 0001 5003 0005 00010 000Ecorr/V-0.384-0.412-0.432-0.456-0.315-0.368-0.383-0.398logIcorr/mA-4.868-4.624-4.353-4.052-4.886-4.562-4.126-4.228logIp/mA-4.861-4.618-4.348-4.049-4.881-4.556-4.118-3.7682.3 热老化对阻抗的影响图5为经350 ℃模拟工况和空气介质不同时长热老化的Z3CN20-09M钢在0.1M HCl溶液中的 Nyquist图.由Nyquist图可以看出，Z3CN20-09M双相不锈钢在不同热老化时长下的阻抗谱图像均位于第一象限，Nyquist图为一个简单的半圆形曲线，呈容抗特征.此时，电极过程的控制步骤为电化学反应步骤(即电荷传递过程)，扩散过程引起的阻抗可以忽略.从图5中可看出,Z3CN20-09M不锈钢在350 ℃模拟工况和空气介质的交流阻抗有相同的特点，即随着热老化时间的增加，容抗弧半径逐渐减小，Z3CN20-09M双相不锈钢阻抗逐渐变小，在模拟工况热老化5 000 h以及空气介质热老化10 000 h时阻抗达到了最小值，此时腐蚀最易发生，钝化膜的稳定性变差.图6为Rt值随老化时间的变化规律.由图6可知，随着老化时间的延长，电荷转移电阻Rt逐渐减小，表明金属离子化过程受到的阻力越小，腐蚀速率越大.说明随着热老化时长的增加，Z3CN20-09M双相不锈钢钝化膜在电化学反应过程中，电化学反应速率加快，促进腐蚀的发生.图5 Z3CN20-09M不锈钢在模拟工况和空气介质中的电化学阻抗图Fig.5 Electrochemical impedance chart of Z3CN20-09M stainless steel in the simulated condition and air medium图6 电荷转移电阻与老化时间的关系曲线Fig.6 The relationship between the charge transfer resistance and the aging time3 结论1) Z3CN20-09M双相不锈钢经350 ℃模拟工况介质以及空气介质长时热老化后，开路电位减小，腐蚀电位减小，腐蚀电流密度增加，Nyquist曲线半径减小.2) 随着热老化时间的增加，Z3CN20-09M双相不锈钢中铁素体相析出铬化物，产生点蚀，并且数量逐渐增多，钝化膜的保护性变差，材料的抗腐蚀性能逐渐降低. 3) 对比双相钢在两种环境介质加速热老化后的开路电位、极化曲线、交流阻抗可以发现，在同一热老化时长下，350 ℃模拟工况介质中不锈钢的腐蚀速率高于350 ℃空气介质.参考文献：【相关文献】[1] TUCKER J D,MILLER M K,YOUNG G A.Assessment of Thermal Embrittlement in Duplex Stainless Steels 2003 and 2205 for Nuclear Power Applications[J].ActaMaterialia,2015,87:15.[2] 王永强,杨滨,武焕春,等.揭秘核电材料——核电站一回路主管道材料及其制备工艺[J].核电材料,2013,9(1):937.WANG Yongqiang,YANG Bin,WU Chunhuan,et al.Uncovered Truth of Nuclear Power Material—Materials of Primary Coolant Pipe in Nuclear Power Plants and Their Processing[J].Nuclear Power Material,2013,9(1):937.(in Chinese)[3] SILVA R,BARONI L F S,KUGELMEIER C L,et al.Thermal Aging at 475 ℃ of Newly Developed Lean Duplex Stainless Steel 2404: Mechanical Properties and Corrosion Behavior[J].Corrosion Science,2017,116:66.[4] 王正品,王富广,刘振亭,等.Z3CN20.09M铸造双相不锈钢热老化的调幅分解[J].西安工业大学学报,2013,33(8):643.WANG Zhengpin,WANG Fuguang,LIU Zhenting,et al.Spinodal Decomposition in theThermal Aging Process of Z3CN20-09M Cast Duplex Stainless Steel[J].Journal of Xi’an Technological University,2013,33(8):643.(in Chinese)[5] YAO Y H,WEI J F,WANG Z P.Effect of Long-term Thermal Aging on the Mechanical Properties of Casting Duplex Stainless Steels[J].Materials Science & EngineeringA,2012,551(31):116.[6] JANG S H,KIM S T,LEE I S,et al.Effect of Shielding Gas Composition on Phase Transformation and Mechanism of Pitting Corrosion of Hyper Duplex Stainless Steel Welds[J].Materials Transactions Jim,2011,52(6):1228.[7] ZHAO H,ZHAN Z,ZHANG H,et al.Effect of Aging Time on Intergranular Corrosion Behavior of a Newly Developed LDX 2404 Lean Duplex Stainless Steel[J].Journal of Alloys & Compounds,2016,672:147.[8] 苏璐璐.Q235钢和不锈钢海水腐蚀机理研究[D].山东:山东大学,2010.SU Lulu.Study on Corrosion Mechanism of Q235 Steel and Stainless Steel in Natural Seawater[D].Shandong: Shandong University,2010.(in Chinese)[9] 武春焕.核电主管道不锈钢的腐蚀疲劳行为研究[D].北京:北京科技大学,2015.WU Chunhuan.Study on Corrosion Fatigue Behaviors of Primary Coolant Pipes 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曹楚南,张鉴清.电化学阻抗谱导论[M].北京:科学出版社,2002.CAO Chunan,ZHANG Jianqing.An Introduction to Electrochemical Impedance Spectroscopy[M].Beijing: Science Press,2002.(in Chinese)[15] WU H C,YANG B,WANG S L,et al.Effect of Thermal Aging on Corrosion Fatigue ofZ3CN20.09M Duplex Stainless Steel in High Temperature Water[J].Materials Science & Engineering A,2016,655:183.。
核电主管道Z3CN20.09M不锈钢的热老化及无损评
核电主管道Z3CN20.09M不锈钢的热老化及无损评一、前言核电主管道是核电厂中非常重要的部分，对于核电站的安全和稳定运行起到至关重要的作用。
而其材料的选择也是影响其性能和使用寿命的关键因素之一。
本文将对核电主管道材料中的Z3CN20.09M不锈钢进行热老化和无损评估的研究，为核电站的运行提供技术支持和参考。
二、热老化实验1. 实验设计热老化实验是用来模拟核电主管道材料在高温高压环境下长时间使用后的物理和化学性质的变化以及对其材料性能的影响。
本实验选择了5组不同温度和时间的热老化条件，在模拟不同的使用时间和环境下对材料进行评估。
热老化条件如下：组别\t老化温度（℃）\t老化时间（h）1\t350\t10002\t400\t5003\t450\t2504\t500\t1005\t550\t502. 实验方法对于每组实验，使用Z3CN20.09M不锈钢样板进行老化处理，按照老化条件进行加温处理，并在老化后对样板进行材料性能检测和分析。
3. 实验结果通过对实验结果的分析，我们可以看出，随着老化温度和时间的增加，材料的硬度和韧性都下降了，这表明Z3CN20.09M不锈钢在高温环境下会逐渐失去其原有的性能。
此外，通过对样板的显微组织进行观察，我们也发现了材料中的晶粒生长现象，这进一步表明了材料性能的变化。
三、无损评估1. 磁粉检测磁粉检测是一种常用的无损检测方法，可以用于检测材料内部的表面裂纹和缺陷。
我们选择了Z3CN20.09M不锈钢样板进行磁粉检测，并进行质量评估。
通过磁粉检测，我们发现样板存在一些裂纹和缺陷，但大多数都处于微小的级别，并不会对材料的整体性能造成太大的影响。
2. 超声波检测超声波检测也是一种常用的无损检测方法，可以用来检测材料内部的孔隙、裂纹等缺陷。
我们选择了Z3CN20.09M不锈钢样板，通过超声波检测评估其质量。
通过超声波检测，我们发现样板存在一些微小的孔隙和缺陷，但整体上来说，该材料的无缺陷率较高，不会对使用产生安全隐患。
奥氏体不锈钢应变强化工艺及性能研究（ＰＤＦ）
第48卷第2期2012年1月机械工程学报JOURNAL OF MECHANICAL ENGINEERINGVol.48 No.2Jan. 2012DOI：10.3901/JME.2012.02.087奥氏体不锈钢应变强化工艺及性能研究*韩 豫1, 2陈学东1, 2刘全坤1张起侨3陈从升1(1. 合肥工业大学材料科学与工程学院合肥 230009；2. 国家压力容器与管道安全工程技术研究中心合肥 230031；3. 浙江工业大学化工机械研究所杭州 310032)摘要：针对奥氏体不锈钢延性好但屈服强度低的问题，提出采用应变强化工艺来提高材料屈服强度。
分析应变强化工艺中两个关键工艺参数——应变速度和应变量对材料力学行为的影响，指出应变速度不宜过慢，否则会出现锯齿形屈服行为，对材料性能造成不利影响。
经应变强化后的奥氏体不锈钢在显著提高强度的同时，仍能保持较好的韧性。
通过金相组织分析、马氏体体积分数测定等结果表明，将应变量控制在10%以下，强化后奥氏体组织仅发生少量的α′马氏体相变，对材料的力学性能影响不大，且材料的微观组织也没有明显变化。
研究结果表明，采用应变强化技术在大幅提高奥氏体不锈钢屈服强度的同时，对材料的其他力学性能均不造成大的影响，从而为压力容器的安全运行提供有力保证，可实现压力容器的轻型化设计，经济和社会效益显著，应用前景广阔。
关键词：应变强化奥氏体不锈钢强度韧性锯齿形屈服形变马氏体中图分类号：TH49 TG142Study on Technique and Properties of Cold Stretching for AusteniticStainless SteelsHAN Yu1, 2 CHEN Xuedong1, 2 LIU Quankun1 ZHANG Qiqiao3 CHEN Congsheng1(1. School of Material Science and Engineering, Hefei University of Technology, Hefei 230009;2. National Technology Research Center on Pressure Vessel and Pipeline Safety Engineering, Hefei 230031;3. Institute of Process Equipment and Control Engineering,Zhejiang University of Technology, Hangzhou 310032)Abstract：Cold stretching technique is proposed in order to overcome the shortcomings of low yield strength of austenitic stainless steels. The key parameters for cold stretching are strain rate and strain level, their influence on material properties is analyzed. It is pointed out that excessively small strain rate will lead to occurrence of serrated yielding and plastic instability will be caused, thus the appropriate strain rate is very important for cold stretching. The strength of stretched steels can be improved significantly while its toughness still maintains a high level. Metallographic structure analysis and content of α′ martensite test show that when select reasonable strain level, only a little α′ martensite can be transformed but has no detrimental effect on material properties, and microstructure of pre and post cold stretched steels do not change obviously as well. The results show that the yield stress of austenitic stainless steels can be greatly increased when using cold stretching technique and other mechanical properties are not obviously influenced to guarantee safe running for pressure equipment. With this technique the weight of vessel can be lighten, which can bring remarkable economic benefit and with wide prospect of application.Key words：Cold stretching Austenitic stainless steels Strength Toughness Serrated yielding Deformation martensite∗国家高技术研究发展计划(863计划，2009AA044802)、浙江省自然科学基金(Y1111068)和安徽省教育厅自然科学(KJ2011B045)资助项目。
热老化对核电不锈钢微区力学及晶间腐蚀性能的影响
热老化对核电不锈钢微区力学及晶间腐蚀性能的影响孙浩;张志伟;黎俊良;王永强【摘要】通过热老化处理、微区力学性能测试、电化学测试、显微组织观察等实验,研究热老化对核电管道Z3CN20.09M不锈钢微区力学性能和晶间腐蚀性能的影响.结果显示:随着热老化时间的延长,试样金相组织未发生变化,铁素体含量和尺寸未发生明显变化,铁素体相硬度一直增大,而奥氏体相硬度基本没有变化,试样的耐晶间腐蚀性能变差;热老化10000 h试样经550℃等温退火1 h处理后铁素体硬度恢复至未热老化水平,耐晶间腐蚀性能变好.这主要是因为热老化使铁素体相中通过调幅分解析出了富Cr的α′,而退火导致α′ 相消失,微区力学性能得到恢复,贫铬区消失滞后于α′ 相的溶解,耐晶间腐蚀性能在退火处理后得到缓解,但未完全恢复.【期刊名称】《安徽工业大学学报（自然科学版）》【年(卷),期】2019(036)001【总页数】5页(P19-23)【关键词】热老化;核电管道不锈钢;微区力学性能;晶间腐蚀【作者】孙浩;张志伟;黎俊良;王永强【作者单位】安徽工业大学材料科学与工程学院,安徽马鞍山243032;安徽工业大学材料科学与工程学院,安徽马鞍山243032;安徽工业大学材料科学与工程学院,安徽马鞍山243032;安徽工业大学材料科学与工程学院,安徽马鞍山243032【正文语种】中文【中图分类】TG141核电主管道是压水堆核电站的关键部件之一，是核岛系统承压边界的重要组成部分，又称核电站的“主动脉”[1-3]。
Z3CN20.09M铸造奥氏体-铁素体双相不锈钢广泛用于制备核电主管道，是符合RCC-M《压水堆机械设备设计和建设规则》[4-6]标准性能的一种材料，其中铁素体相含量12%～20%(体积分数）。
铁素体相在Z3CN20.09M不锈钢中发挥着增加强度、降低焊接热裂性、提高耐应力腐蚀能力等作用，但也会带来热老化脆化、中高温敏化等问题，恶化材料性能[7]。
超超临界火电机组用新型奥氏体不锈钢的研究的开题报告
超超临界火电机组用新型奥氏体不锈钢的研究的开题报告一、研究背景和意义超超临界火电机组是当前火电行业的发展趋势，具有发电效率高、能源利用率高、环境污染低等优点。
然而，在高温、高压、高腐蚀、高磨损等恶劣条件下，机组设备需要承受巨大的压力和冲击，要求材料具有优异的耐蚀性、抗氧化性、耐磨损性等特殊性能。
传统的机组材料在超超临界工况下很难满足要求，因此研究新型材料对于超超临界火电机组的发展具有重要意义。
奥氏体不锈钢因其卓越的耐腐蚀性、耐热性和力学性能，被广泛应用于航空航天、化工、石油和核工业等领域。
然而，其在超超临界火电机组中的应用还存在许多问题和挑战，如晶间腐蚀、高温氧化、热疲劳、微晶化等现象。
因此，开展奥氏体不锈钢在超超临界火电机组中的应用研究，对于提高火电机组材料的质量和性能，具有重要的科学和应用价值。
二、研究内容和方法本文旨在研究奥氏体不锈钢在超超临界火电机组中的应用，并探讨其主要问题和解决方案。
具体内容包括以下几个方面：1. 奥氏体不锈钢的材料特性和性能研究，包括其组织结构、化学成分、力学性能、腐蚀性能、高温氧化和热疲劳等方面的特点。
2. 基于超超临界火电机组的工作条件和要求，研究奥氏体不锈钢在该工况下的耐蚀性、耐热性、抗氧化性、耐磨损性等特殊性能，包括其在气氛中的稳定性和机械性能。
3. 探索奥氏体不锈钢的改性和优化方案，以提高其抗腐蚀、抗热疲劳和机械性能，包括选择适当的合金元素、热处理工艺和表面处理方法等。
4. 基于实验测试和模拟分析方法，研究奥氏体不锈钢在超超临界火电机组中的应用效果，包括其在加工、装配和运行中的表现、材料损伤和寿命等方面的影响。
三、研究计划和进度安排本研究计划采用实验室试验、仿真计算和现场验证相结合的方法，参考以下进度安排：第一年：进行奥氏体不锈钢的材料特性和应用性能研究，包括组织结构、化学成分、力学性能、腐蚀性能、高温氧化和热疲劳等方面的研究。
第二年：基于超超临界火电机组的工作要求和材料特性，研究奥氏体不锈钢在该工况下的耐蚀性、耐热性、抗氧化性和耐磨损性等性能，探索优化和改性方案。
【CN110174460A】一种奥氏体不锈钢辐照加速应力腐蚀开裂敏感性的磁性评估方法【专利】
(19)中华人民共和国国家知识产权局(12)发明专利申请(10)申请公布号 (43)申请公布日 (21)申请号 201910210824.4(22)申请日 2019.03.20(71)申请人 苏州热工研究院有限公司地址 215004 江苏省苏州市西环路1788号申请人 中国广核集团有限公司 中国广核电力股份有限公司(72)发明人 徐超亮 刘向兵 薛飞 李远飞 钱王洁 (74)专利代理机构 苏州创元专利商标事务所有限公司 32103代理人 孙仿卫 都春燕(51)Int.Cl.G01N 27/83(2006.01)G01N 1/44(2006.01)(54)发明名称一种奥氏体不锈钢辐照加速应力腐蚀开裂敏感性的磁性评估方法(57)摘要本发明属于金属材料检测领域，具体涉及一种奥氏体不锈钢辐照加速应力腐蚀开裂敏感性的磁性评估方法，包括如下步骤：适用性分析；试样加工与可用性评估；检测测试试样在待评估辐照条件下的饱和磁化强度M s 及相应的磁场强度H s ；确定零IASCC敏感性退火条件；将辐照后的测试试样在确定的退火条件下进行真空环境热处理；测量退火后测试试样的M -H曲线，获得辐照后零IASCC敏感性的测试试样其饱和磁场强度H s 对应的饱和磁化强度M T ,t ；计算获得某一辐照条件下奥氏体不锈钢的IASCC敏感性；本发明通过不同条件下M -H曲线中M s 的测量即可获得相应的IASCC敏感性指数，从而快速、准确地得到试样的IASCC性能，具有操作简单、效率高、可靠性高、重复性好、人为因素小的优点。
权利要求书2页 说明书5页 附图2页CN 110174460 A 2019.08.27C N 110174460A1.一种奥氏体不锈钢辐照加速应力腐蚀开裂敏感性的磁性评估方法，其特征在于，包括如下步骤：(1)适用性分析：测量并记录待评估奥氏体不锈钢初始试样的M -H曲线，若该初始试样的磁化强度M与磁场强度H满足：M(H)＝χp H(1)其中，χp 为顺磁敏感性参数，为常数，且满足0＜χp ＜5×10-3，则该初始试样的IASCC敏感性适用于本评估方法；(2)试样加工与可用性评估：将步骤(1)中适用的奥氏体不锈钢初始试样加工成测试试样，将加工得到的测试试样再次测量并记录其M -H曲线，若该测试试样的磁化强度M与磁场强度H满足上述式(1)，且加工后的χp 与步骤(1)中加工前的χp 相等，则表明该测试试样中未引入加工过程导致的马氏体相变，该测试试样的加工符合要求；否则重新加工；(3)对步骤(2)得到的符合要求的测试试样进行待评估条件下的辐照处理，测试得到辐照后测试试样的M -H曲线，获得不同辐照损伤条件下测试试样的饱和磁化强度M s 及相应的磁场强度H s ；(4)确定不锈钢零IASCC敏感性的退火温度T与退火时间t，计算方法如下：上述式(2)和式(3)中：d为铁原子的扩散长度，为3.9×10-10m；t为退火时间，s；D为Fe的自扩散常数，m 2/s；D 0为4.9×10-5m 2/s；k为玻尔兹曼常数，为1.38×10-23J/K；T为退火温度，K；Q为迁移能，为2.95eV；(5)将步骤(3)获得的辐照后的测试试样依据步骤(4)确定的退火条件进行真空环境热处理；(6)待步骤(5)中热处理后的测试试样冷却后，测得其M -H曲线，获得辐照后零IASCC敏感性的测试试样H s 所对应的饱和磁化强度M T ,t ；(7)通过下式(4)计算获得不同辐照损伤条件下待评估试样的IASCC敏感性：其中，I IASC 为IASCC敏感性指数，反映待评估奥氏体不锈钢初始试样抵抗IASCC的能力。
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Ｚ ＣＮ ０Ｏ Ｍ 奥氏体不锈钢 热老化 ３ ２ ．９ 冲 击性 能试 验 研 究
薛 飞 ，束国刚 ，遣文新 ，余伟炜 ， 蒙新 明 ，刘江南 ２ ，石崇哲 ２
（ ．中 国广东 核 电集 团苏州 热工 研究 院 ，江 苏苏 州 ，２ ５ ０ ；２ 西 安工 业 大学 。西 安 ，７ ０ ３ １ １０４ ． １０ ２）
表 １ 法国产 Ｚ Ｃ ００ Ｍ 钢 的化学 成分 ３ Ｎ２ ．９
Ｔ ｂ ｅ １ Ｃｏ ｏ ｉ ｏ ｆ ３ ａ ｌ ｍｐ ｓ ｉ ｎ ｏ Ｚ ＣＮ２ ．９ ｔ ００ Ｍ Ｆ ｂ ｃ ｄｂ ｒｎ ｅ ａ ｆ ａｅ ｙ Ｆ ａ ｃ ｉ ｗｔ ％
耐 晶间腐蚀 ，焊接性能也显著改善 ，而与奥氏体 不锈钢相比， 强度性能特别是屈服强度显著提高 ，
Ｚ３ ＣＮ２ ． ９ Ｏ０ Ｍ ００ ４ ．１ ００ ３ Ｏ ０ ．２ ．３１
ｌ Ｏ
核 动 力 工 程
Ｖ １３ ． ．． ０ ０ ｏ １ＮＯ １２ １
、
一
＋
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一
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零 至
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ｌ ３
第 ３ 卷 第 １期 １
２ ｌ Ｏ ０
核 动 力 丁 程
Ｎｕ ｌ ａ ｏｗｅ ｇｉ ｅ ｒｎ ｃ ｅ ｒＰ ｒＥｎ ｎ ｅ ｉ ｇ
Ｖ １ ０ ｌ ．３１ ．ＮＯ １ ．
Ｆｅ ｂ．２ ０ Ｏ ｌ
年 ２ 月
文 章 编 号 ：０ ５ ・９ ６２ ） ０ ０ －４ ２ ８０ ２ （０ ０ －０ ９０ １ １ ０
Ｚ３ ＣＮ２ ． ９ Ｏ０ Ｍ ００ ７ ．２
Ｓ ． Ｓ ． ｌ． ～ １ Ｏ ． ～ １ Ｏ １ １ ９ Ｏ ２ ． ８ Ｏ ｌ． ５ ５ Ｏ ０ ０ ０
１２ ．７ １１ ．３ ２ ．９ Ｏ１ ８９ ．２
化学 元素
Ｓ
Ｐ
Ｎ
Ｃ ｏ Ｏ２ ．０
Ｏ１ ．
口摆锤冲击试验仪器化试验方法 ，研究热老化对 主管道材料冲击性能的影响。
、 玑％
２ 试验材料与方法
试验用材料为 Ｚ Ｃ ２ ． Ｍ 铸造奥氏体不锈 ３Ｎ ０ ９ ０ 钢 ，化学成分见表 １ 。试样取 自 某核电厂一回路
化学 元素
Ｃ
Ｓ ｉ
Ｍｎ
Ｃ ｒ
Ｎｉ
Ｒ Ｃ Ｍ 标 准 Ｓ ．４ Ｃ ． ０ ０ ０
～
￣ ０ ｍ ： １ ０ｇ
。
｛ ｝ ｜ 量
冲击性能参量
图 ２ 不 同取样位置的冲击性 能
Ｆｉ ． Ｉ ａ ｔ ｒ ｐ ｒ ｅ ｒ ｆｅ ｅ ｔ ａ ｐ ｉ ｇＰｏ ｉ ｏ ｓ ｇ ２ ｍｐ ｃ ｏ ｅ ｔ ｓ ｏ Ｐ ｉ ｆ Ｄｉ ｒ ｎ ｍ ｌ ｓｔ ｎ Ｓ ｎ ｉ
且耐晶间腐蚀 ，耐应力腐蚀 ，耐腐蚀疲 劳等性能 均明显改善 。
在役 的百万千瓦级 Ｐ ＷＲ 核 电厂一回路系统 主管道设计寿命为 ４ ，运行环境温度 为 ２ ８ ０ａ ８－ ３ ７ ， 间承受 着热 和 机械 载荷 的波 动 以及一 回 ２℃ 期
路冷却介质的腐蚀作用 ；主管道材料性能在长期 服役中存在的老化衰退不容忽视 。 本文采用 Ｇ ／ ７ ８ ０ ５ ＢＴ ４ ． ０ 钢材夏 比 Ｖ 型缺 １ ９ ２
摘 要 ：采用Ｇ ／ １７ ８２ ０ 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 Ｂ Ｔ ９ ４ ．０ ５
造ＺＣ ０ ９ ３ Ｎ２ ． Ｍ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 ０
明 ，热老化对 Ｌ 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 Ｉ ／ 显微 分析表 明 ， 老化导致铁素体 中出现沉淀物 ， 热 并引发 了奥 氏体 中位错组 态的改变 。 与热老化时间ｌ 间 ｇ
Ｃ ｕ Ｓ． １ ０
０１ ．
冷却剂主管道法国产预留件 ， 离心浇铸而成； 内、 外表 面去 皮 车光 ；管外 径 ８８ｍｍ；壁 厚 ７ ３ ０ ｍｍ。
收 稿 日期 ：２ ０—８３ ；修 回 日期 ：２０ ．４０ ０８０－０ ０ ９０ ．８
Ｒ Ｃ Ｍ 标 准 ５ ．２ ０ ３ Ｃ． ００ ５ ．５ ０
ｂ 外壁处为柱状晶组织
图 １ 法 国产 Ｚ Ｃ ２ ．９ 钢的显微组织 ３Ｎ０ Ｍ ０
（ １ ．％铁素体 ） 含 ４５
也满足线性关 系。
关键 词 ：核 电厂 ；热老化 ；铸造不锈钢 ；冲击性能 ；预测
中 图分 类 号 ：Ｔ ３ Ｌ４ 文 献 标 识 码 ：Ａ
１ 引 言
目前 ，压水堆 （ ＷＲ） 回路系统 中，主管 Ｐ 一 道主要采用铸造奥氏体不锈钢制造 【 １ Ｊ 。铸造奥 氏 体不锈钢的显微组织 中含有约 ５￣２ ％体积含量 ￣ ５ ／ 的铁素体。 相比于铁素体不锈钢 ， 其冲击韧性高 ，
显微组织为奥氏体 Ｙ ４５ ＋１． ％铁素体 ６ ，铁素体在 奥氏体基体上呈 岛状分布 （ １ ｏ 图 对于离心铸件
而言 ， 管道壁厚 的内、 外壁附近的显微组织不 同， 近外壁附近为柱状 晶组织 ，中部和内壁附近为等 轴 晶组 织 。 由于离心铸件 的切 向与纵 向具有基本等同的 取样效果 ，因此 ，取样位置和方向为紧贴 内壁表 面的纵 向样 、紧贴外壁表面的纵向样及径 向样 。 加速热老化试验采用井式风循环均温炉。热 老化温度 ４ ０ ０ ℃；热老化时间分别为 １０ ０ 、 ０ 、３０ １０ 、３０ ；未热老化的原始态做为对照 。坯 ００ ００ ｈ 料经加速热老化后再加工成标准夏 比Ｖ型缺 口冲 击试样。冲击试验在 Ｚ ｉ Ｋ ５ 摆锤 冲击试 ｗｃ Ｒ Ｐ４ ０ ｋ 验机上完成 ； 采用夏 比Ｖ型缺 口摆锤 冲击试验仪 器化试验方法Ｉ Ｉ 全程记录冲击曲线 以便后续分 ２，