核电用不锈钢不同温度下加速热老化行为分析

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1、万方数据密级公五分类号TGl42．工1_焉乡7誊≯、絮工程硕士学位论文核电用不锈钢不同温度下加速热老化行为研究刘华强指导教师刘江南教授于在松高级工程师申请学位级别工程亟±工程领域挝盘三壅一2015年5月15日万方数据核电用不锈钢不同温度"FJJ口速热老化行为研究工程领域：材料工程研究生签字：夕俐删学校导师签字：字V1≥砍仁学校导师签字：产17r／(已企业导师签字：于协＼摘要双相不锈钢兼具奥氏体钢和铁素体钢的优点，因具有良好的抗应力腐蚀和优异的机械性能而广泛应用于压水堆核电站一回路冷却剂管道压力边界。在反应堆冷却剂运行温度(288。327℃)下长期服役，双相不锈钢会发生

2、热老化脆化现象，导致强度升高、韧性和延性降低，随着服役时间的延长，热老化程度不断加深，导致材料的临界裂纹尺寸下降，从而影响一回路压力边界的完整性和核电站的安全运行。因此，研究热老化后双相不锈钢的组织结构和力学性能有着至关重要的工程实践意义。本文采用金相显微镜、透射电镜、显微维氏硬度测试和微型杯突试验对在400℃和350℃下加速热老化不同时间后的Z3CN20—09M铸造双相不锈钢的显微组织结构、显微硬度、微型杯突力学性能进行了研究，采用扫描电镜对其微型杯突试样断口形貌进行了观察，并对该钢在对400℃和350℃下的热老化行为进行了对比分析，得出了如下主要结论：Z3CN20

3、．09M铸造双相不锈钢的显微组织为奥氏体基体上分布少量连续或不连续的岛状、条带状和花边状的铁素体，在400℃和350℃下短时老化后，其组织形态和铁素体的含量基本没有变化。热老化后，奥氏体中位错密度有所降低，而铁素体中的位错数量没有明显的变化，但位错线周围有少量第二相粒子析出，且随老化时间的延长析出物数量趋于减少，尺寸略有增大，400℃下位错线上的析出相较350℃多。在350℃和400℃等效热老化时长下，铸造Z3CN20．09M钢中铁素体相的维氏显微硬万方数据度和微型杯突比强度R／露随着热老化时间的延长而先增大后减小，在350℃和400℃分别热老化419h和100h时出

4、现小的峰值，之后随着热老化时间的进一步延长，两者的增加幅度趋缓。在两种温度的等效热老化时长下，奥氏体相的显微硬度和比屈服强度B／《变化不明显，而微型杯突比断裂能历／f则有所下降。Z3CN20．09M钢微型杯突试样断裂始于试样的外表面褶皱处，且多为铁素体和奥氏体的相界面处。断口扩展区上可见大小不一、深浅不同的韧窝，且韧窝在变形过程中被拉长、拉扁。在350℃和400℃下加速热老化不同时长后，断口的特征没有明显的变化，差异也不显著，均未能见到明显的准解理特征，其断裂方式仍为空穴的形核、扩张和聚合，即以韧窝为主的微孔聚集型断裂。关键词：Z3CN20—09M铸造双相不锈钢；热老

5、化；组织性能；微型杯突；韧性断裂万方数据AcceleratedThermalAgeingBehaviorofStainlessSteelforNuclearPowerPlantunderDifferentTemperatureDiscipline：MaterialsEngineeringStudentSignature：SupervisorISignature：州嘭SupervisorIISignature：矽——一AbstractWiththemeritsofbothausteniticandferritesteels，severalexcellentcharact

6、eristics，suchashighresistancetostresscorrosionandexcellentmechanicalproperties，castingduplexstainlesssteels(CDSS)havebeenwidelyusedinthepressurizedwaterreactor(PWg)forprimarypressureboundarycomponents．However，CDSSwillbecomethermalagingembrittlementduringprolongedexposuretoservicetempera

7、turesfrom288"Cto327。CinPWRprimarycoolantpiping，andwiththedeepeningofthermalagingembrittlement，thecriticalcracksizeofpressurepartswilldecrease，whichwillthreatenthestructuralintegrityofthepressureboundaryintheprimaryloopandthesafeoperationofPWRplant．Therefore，itisveryimportantfor