核电站用奥氏体双相钢的热老化问题.doc

《核电站用奥氏体双相钢的热老化问题.doc》由会员上传分享，免费在线阅读，更多相关内容在应用文档-天天文库。

1、资料来源：一览钢铁英才网核电站中的一回路主管道是连结和束厄狭隘冷却剂循环勾当的通道，是核电站的“主动脉”，它关闭着低温、低压且带有放射性的冷却剂（温度为２８８～３２７℃，压力为１６ＭＰａ），对反响堆的安然和正常运行起着重要的保障浸染。核电站一回路主管道尺寸大、服役景象尖刻，对材料性能请求极高，除了要存在精采的综协力学性能（足够的强度、高的塑性和韧性）外，还请求耐低温低压水侵蚀，并存在精采的抗颓废性能、易加工性和焊接性能等。国外初期核电站一回路管道大多采用１８－８型奥氏体不锈钢。为了进一步延迟核电站运行寿命，近几十年来国内

2、上睁开了一系列奥氏体不锈钢材料的研究，创造含有必定铁素体相（５％～２０％）的α-γ双相组织的铸造奥氏体不锈钢（ＣＡＳＳ），能够很好地满足上述请求，现已广泛操作于核电站一回路主管道。可是，当然随着冶炼和制备等手艺的前进，ＣＡＳＳ种类不竭增多、性能不竭前进，可是不论哪一种材料在核电一回路系统运行景象下都不成防止地会产生热老化现象。所谓热老化，是指ＣＡＳＳ在压水堆一回路系统运行景象２８８～３２７℃温度下长久服役时所产生的材料性能退化，即韧性和延性随时刻延迟而降落、硬度和脆性增长的现象。热老化可导致材料的开裂敏感性增大，韧脆转变

3、温度上升，使脆性断裂的概率增大，要挟核电站的安然运行。为了不因材料热老化失效而酿成的严重工作，保障核电站的安然，同时为核电站延寿打点供给科学按照，必须对ＣＡＳＳ的热老化步履进行研究，搞清其机理。遵守研究，热老化产生的启事以下：一．产生调幅分化。含Ｃｒ合金系中的铁素体相在２８０～５００℃规模内会分化成富铬的α′相和富铁的α相。在４７５℃长时刻时效后可视察到直径约２０ｎｍ的细微析出物，这类析出物含有８０％的Ｃｒ，没有铁磁性，为ｂｃｃ结构，其点阵常数介于Ｆｅ和Ｃｒ之间。这是存在不异晶体点阵类型、分歧成分和性能的两相分别，是依托

4、上坡分别而不凡是形核机制产生的。这类相分别产生在自由能-成分曲线的拐点之间很窄的区域内，称为调幅分化。由于ＣＡＳＳ含有必定量的含Ｃｒ铁素体相，所以会产生调幅分化，默示出较较着的４７５℃脆化现象。二．Ｇ相与碳化物沉淀。Ｇ相属富Ｎｉ、Ｓｉ的金属间化合物，碳化物是Ｍ２３Ｃ６型，富Ｃｒ。Ｇ相在铁素体内析出以及碳化物Ｍ２３Ｃ６沿相界沉淀城市使材料的脆性升高，塑性降落，这也是材料产生热老化的一个重要启事。今朝国内的热老化研究还处于起步阶段，其功效还远没有益用于现实核电站寿命评估。必须加大研究力度，才干对一回路主管道寿命作出切确评估，

5、进而为核电站延寿供给科学按照