不同温度长时热老化对Z3CN20-09M钢组织和性能的影响

摘要

铸造双相不锈钢（CDSSs）因兼具有高强度、优异的可铸造性和焊接性以及良好的抗应力腐蚀开裂等性能，而广泛用于制造核电站压水堆一回路主冷却剂管道等压力边界部件。但是在反应堆运行温度（一般范围为288~327℃）下长期工作，铸造双相不锈钢会产生热老化脆化，导致管道钢性能下降，进而威胁一回路压力边界的完整性和核电站的运行安全。因此，有必要对长时间热老化后的铸造双相不锈钢组织结构和力学性能进行研究，揭示其热老化机理，为核电站老化和寿命管理以及延寿工作提供技术支持。本文在350℃和400℃两种温度及空气和模拟工况两种环境条件下对国产离心铸造Z3CN20-09M双相不锈钢进行了加速热老化试验，然后采用透射电镜、维氏硬度试验、微型杯突试验对不同时长热老化后Z3CN20-09M铸造双相不锈钢显微组织结构、显微硬度、室温（25℃）及高温（290℃）微型杯突力学性能进行了研究；通过扫描电镜对该钢的微型杯突试样的断口形貌进行观察，分析热老化对其断裂机理的影响。
　　本研究主要内容包括：⑴Z3CN20-09M钢长期热老化后奥氏体中全位错的密度大幅降低，全位错之间、扩展位错之间以及全位错和扩展位错之间会发生相互交割而形成位错网络、亚晶界和不可动位错，造成扩展位错的密度下降。350℃热老化1000h和400℃热老化300h后，在基体上有细小的颗粒状第二相析出；400℃热老化3000h后铁素体内可以观察到调幅分解产生的富Fe的α相及富Cr的α′相，随热老化时间的延长，双相不锈钢中的调幅分解程度逐渐增大，热老化10000h后，调幅分解逐渐达到平衡。⑵显微维氏硬度测试表明：在不同的热老化环境与温度下，Z3CN20-09M钢奥氏体相的硬度值随热老化时间延长变化并不明显。350℃不同环境热老化，铁素体相硬度有少量的增长。在400℃不同环境热老化，铁素体相的硬度在2000h前增长缓慢，3000h后硬度值迅速增长。维氏硬度值变化与热老化温度及其热老化时长有关，统计学分析表明不同热老化环境对显微维氏硬度值影响不显著。⑶室温（25℃）微型杯突试验表明：350℃两种不同环境条件下，随着热老化时间的延长，Z3CN20-09M钢的最大强度 Pu/t02有小幅度的增加；比断裂能 Esp有小幅度的减少，比屈服 Py/t02均变化幅度不大。400℃两种不同环境条件下，随着热老化时间的延长， Z3CN20-09M钢的比强度Pu/t02和比屈服Py/t02均有少量增长，比断裂能Esp均持续减少。微型杯突力学性能数值变化与热老化温度及其热老化时长有关，热老化环境的对力学性能影响不显著。断口分析表明：微型杯突试验宏观断口没有明显的区别。在热老化初期材料的微型杯突断口主要以微孔聚集型断裂为主，表现为较好的韧性断裂；随着热老化时间延长，出现准解理断裂形式与微孔聚集型断裂的结合。随着热老化时间延长，材料的韧性下降，逐渐转化为脆性材料。⑷高温（290℃）微型杯突试验表明：在不同的热老化温度和环境条件下，随着热老化时间的延长， Z3CN20-09M钢的最大强度和比屈服都有着小幅度的增加；比断裂能逐渐减少。高温微型杯突力学性能数值变化与热老化温度及其热老化时长有关，热老化环境对其的影响不显著。

目录

1 绪 论

1.1 选题背景

1.2 压水堆核电站

1.3核电用双相钢的发展及研究现状

1.4 研究意义

1.5 主要内容

2 试验材料与方法

2.1 试验材料

2.2 试验流程图

2.3 加速热老化

2.4组织中的亚结构分析

2.5力学性能试验

2.6断裂机理分析

3 Z3CN20-09M钢热老化组织中的亚结构

3.1 奥氏体相组织中的亚结构

3.2铁素体相组织中的亚结构

3.3 本章小结

4 Z3CN20-09M钢热老化后力学性能

4.1显微维氏硬度

4.2 微型杯突力学性能

4.3 290℃微型杯突力学性能

4.4 本章小结

5 Z3CN20-09M钢的断裂机理分析

5.1 未老化试样断口形貌及断裂机理

5.2 350℃不同环境热老化后断口形貌及断裂机理

5.3 400℃不同环境热老化后断口形貌及断裂机理

5.4 本章小结

6 结 论

参考文献

攻读硕士期间发表的论文

致谢

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