17-4PH马氏体不锈钢350℃长期时效脆化研究

采用光学显微镜(OM)、扫描电镜(SEM)、硬度测定以及示波冲击试验(instrumental impact test)研究了17-4PH马氏体不锈钢在350％：长期时效过程中显微组织、硬度、冲击韧性以及断口形貌的变化规律。结果表明：该马氏体不锈钢在350℃长期时效的过程中，随着时效时间的延长．其硬度升高，并在时效9000h时达到最大值；其裂纹萌生功(Ei)，裂纹扩展功(Ep)和总冲击功(Et)都随时效时间的延长而逐渐下降。根据示波冲击曲线获得了17-4PH马氏体不锈钢的动态断裂韧性Ktd，其动态断裂韧性也表现出和Ei，Ep及Et相类似的变化规律。该不锈钢的夏氏V型缺口(Charpy V-notch)冲击试样断口形貌随着时效时间的延长由韧窝断裂为主向准解理断裂和沿晶断裂为主变化。     

17-4PH不锈钢长期时效对拉伸性能的影响

通过拉伸实验研究了17-4PH马氏体不锈钢分别在温度350℃、400℃长期时效后的力学性能变化,并用扫描电镜(SEM)和透射显微镜(TEM)观察了不同时效时间的拉伸断口形貌和显微组织演化.结果表明:随着时效时间的延长,屈服强度和抗拉强度升高而断面收缩率和伸长率则相反;断口由细小韧窝向粗大韧窝转变,经过长期时效的试样断口上有二次裂纹.TEM 分析表明,该钢在时效过程中发生spinodal分解,分解生成为富Cr的α'相和富Fe的α相是该钢强度逐渐升高,塑性逐渐下降的主要原因.     

氧化对U-2.5wt%Nb合金拉伸性能的影响研究

本文利用加速氧化的实验方法研究了氧化对U-2.5wt%Nb合金的拉伸性能影响,并用SEM对拉伸试样的表面形貌及断口形貌进行了观察,同时研究了时效对合金硬度的影响.氧化实验的结果表明:随着氧化时间的增加,拉伸试样表面的氧化程度加剧,且在加工纹路的顶部易产生裂纹;拉伸实验表明:合金的屈服强度、抗拉强度、延伸率及断口收缩率均随氧化时间的增加而下降;对比实验和硬度实验表明,合金拉仲性能的下降主要不是由组织的变化引起的,而是由表面氧化使得拉伸试样表面产生了表面裂纹、缺陷以及脆化层造成的.断口形貌表明,在实验条件下,合金的断裂以韧性断裂为主,同时存在准解理小刻面.     

改进型A508CL3钢的中子辐照脆化性能研究

在高通量工程试验堆对国产反应堆压力容器用Ａ５０８ＣＬ３钢进行了中子辐照脆化性能试验，并利用示波冲击分析了辐照前试样的动态断裂过程。研究结果表明：改进型Ａ５０８ＣＬ３钢锻件具有良好的抗中子辐照脆化性能，ＲＰＶ钢可以立足限国内生产。     

超临界水冷堆用候选奥氏体耐热不锈钢热时效组织研究

为了研究热时效过程中超临界水冷堆(SCWR)用候选包壳材料含铝奥氏体耐热钢(AFA)热时效组织和冲击性能的变化，对铝含量为2.5%的AFA钢在650℃进行了500～3000 h热时效处理。利用场发射扫描电镜对析出相及冲击断口进行观察，利用透射电镜对热时效试验钢中析出相的类型和结构进行研究。结果表明：试验钢的冲击韧性随时效时间延长而逐渐降低，试验钢断裂由韧窝断裂逐渐向韧窝断裂和解理断裂的混合断裂方式过渡。热时效过程中Laves相在晶界上析出以及γ’-Ni₃Al相大量析出并粗化是AFA钢冲击韧性随时效时间延长而降低的主要原因。     

反应堆内17-4PH马氏体不锈钢阀杆材料长时间服役后的热老化脆化行为与断裂机制

核电站主蒸汽系统中的阀杆等关键部件常用材料为17-4PH马氏体不锈钢,在300 ℃左右的高温环境下,该材料会随服役时间的延长发生热老化脆化,具体表现为韧脆转变温度（DBTT）升高、上平台能量降低和硬度增加,对反应堆的安全运行构成潜在威胁。本文针对热老化后的17-4PH马氏体不锈钢阀杆材料,通过扫描电子显微镜（SEM）、电子背散射衍射（EBSD）等微观分析手段,研究其热老化脆化行为和断裂机制。结果表明,17-4PH马氏体不锈钢热老化后,马氏体板条束长大,晶界总数增多,冲击断口上微裂纹数量增多,且尺寸近似于马氏体板条束尺寸。结合其冲击性能等进一步分析了材料的脆性断裂机制,结果显示,小角度晶界与Cu相互作用产生的硬化导致脆化,是17-4PH马氏体不锈钢发生热老化脆化的主要原因。     

核压力容器钢冲击断口剪切面积百分比的估算方法

在核压力容器钢的中子辐照脆化评价中,断口剪切面积百分比是一个重要的参数。但此参数不易直接测量,对于辐照后的放射性试样其测量更加困难。本文采用Charpy-V示波冲击试验,并根据计算机采集得到的完整记录冲击过程的载荷－位移曲线,即可确定相应的载荷特征值,同时估算出断口剪切面积百分比。该估算方法用于计算核压力容器钢因中子 辐照引起的脆性转变湿度的变化值,其计算结果较为准确且计算方法也简便,现已成功地应用于大亚湾核电站压力容器的辐照监督试验。     

核电站用17-4沉淀硬化不锈钢阀杆热老化微结构小角中子散射研究

17-4沉淀硬化马氏体不锈钢阀杆广泛应用于压水堆核电站中,该阀杆在高温（300～350 ℃）下长期服役时面临热老化脆化问题,影响核电站安全。本文针对核电站实际服役的阀杆样品,开展了小角中子散射实验,结合冲击试验、扫描电子显微镜和金相显微镜分析等,将严重老化与轻微老化的阀杆样品进行对比,研究了试样在长期热时效过程中内部nm结构的变化。冲击试验、断口的扫描电镜和金相组织图像显示,严重老化的阀杆发生了明显的脆化现象。利用多分散小球模型和Porod定律对小角中子散射实验数据进行拟合,结果表明,球形nm析出物直径约为1 nm,随着热老化程度的加剧,nm析出物尺寸变大,体积分数增多约19%。小角中子散射结果与材料的宏观力学性能变化有明显的关联性。     

18Cr2Ni4WA材料时效脆化评价及改进措施研究

为消除 1 8Cr2Ni4WA材料的时效脆化因素 ,对原材料在不同条件下进行了热处理 ,并对热处理前后的试样在 3 0 0或 3 5 0℃下进行时效考验 ,通过测定硬度和冲击韧性来评价它们的强韧性 ,并利用扫描电镜分析显微组织和冲击断口特征。结果表明 :原 1 8Cr2Ni4WA材料中存在残余奥氏体不稳定相 ,有时效脆化倾向。通过合理的热处理 ,可消除材料中的残余奥氏体不稳定相 ,达到防止时效脆化的目的     

430℃下2.98dpa中子辐照后CLAM钢的拉伸和冲击性能

利用高通量工程试验堆HFETR开展了CLAM钢430℃下2.98dpa的中子辐照实验,通过辐照前后拉伸和冲击性能测试与对比分析,研究了CLAM钢的中子辐照硬化和脆化效应。结果显示,CLAM钢辐照后室温测试的抗拉强度和屈服强度分别为710 MPa和615 MPa,较辐照前分别下降16 MPa和-0.5MPa,总延伸率减小1%,断面收缩率下降4%,保持良好的强度、塑性和韧性。冲击测试表明,CLAM钢辐照前后韧脆转变温度基本相同,上平台能量无明显变化,约为217J,未出现明显辐照脆化。CLAM钢的抗辐照性能略优于其他低活化铁素体/马氏体RAFM钢在类似辐照条件下的性能。     

中国实验快堆奥氏体不锈钢焊接件与钠蒸气的相容性

在400℃高温钠蒸气介质中,对俄罗斯进口的08X16H11M3奥氏体不锈钢中间热交换器与国产304奥氏体不锈钢支撑的焊接件进行了3000h的相容性模拟试验研究。结果表明：在本试验条件下,焊接试样的腐蚀速率很低,其等级为完全耐蚀;与钠蒸气接触的试样焊接区及热影响区表面均未观察到晶间腐蚀;在试验后试样的焊接区和热影响区表面,所有试样均未观察到Na的渗入;在国产304不锈钢热影响区的个别表面位置虽有1～2μm深的晶界小喇叭口出现,但其成分未出现异常;在试验过程中,国产304不锈钢表面出现明显的组分元素溶解扩散,但对材料基体的组织及力学性能未产生明显影响,试验后试样的抗拉强度、屈服强度和延伸率与试验前相比无明显差别,断口形貌与试验前一样仍呈韧性断裂特征。     

不同方法评定核压力容器用A508CL3钢动态断裂韧性的比较

采用示被冲击试验及预制疲劳裂纹Ｃｈａｒｐｙ试样，通过几种不同的单试样试验方法对核压力容器用Ａ５０８ＣＬ３钢的动态断裂韧性进行了评定，比较了各种方法的优缺点。研究载荷能量法过高地评定了材料的动态裂韧性值；而柔度变化度法的评定值则过低，断口延伸带宽度测试法的评定结果具有较大误差，且试验过程复杂，成本较高；能量修正法是一种方便而精确的评定核压力容器钢动态断韧性的单试样方法。     

用不同试样评定核压力容器用A508CL3钢动态断裂韧性的比较性研究

通过示波冲击试验，采用预制疲劳裂纹的半尺寸Ｃｈａｒｐｙ试样及标准Ｃｈａｒｐｙ试样评定了核压力容器用Ａ５０８ＣＬ３钢的动态断裂韧性，研究了试样尺寸对动态断裂韧性的温度转变特性的影响。研究结果表明，半Ｃｈａｒｐｙ尺寸试样在低温下较Ｃｈａｒｐｙ试样过高地估计了Ａ５０８ＣＬ３钢的动态断裂韧性，而在上平台温度以上稍低估了Ａ５０８ＣＬ３钢的动态断裂韧性，所评定出的动态断裂韧性的韧／脆转变温度也明显低于标准尺寸     

核电阀杆材料17-4PH不锈钢服役不同时间的组织性能分析

本文针对核电站用阀杆材料17-4PH不锈钢,研究其长时间在300℃左右的环境下服役的组织和性能。材料取自国内某压水堆核电站的VVP(Vital Vapor Plant)主蒸汽系统,VVP1-3分别为服役11年、14年和19年的主蒸汽隔离阀。通过冲击性能测试、金相和断口形貌等分析方法研究了17-4PH材料的组织性能变化。结果表明,不同服役年限的VVP阀杆材料出现不同程度的脆化现象,0℃冲击吸收能分别下降118 J、132 J和156 J。发生热老化脆化后的不锈钢试样中观察到了马氏体长大和大尺寸铁素体存在的现象。对实验获得及文献调研到的数据进行拟合,得到了热老化冲击性能变化曲线。     

金属材料裂纹冲击韧性评定方法研究

工程结构在复杂环境下长期服役后,裂纹的萌生和发展难以避免。对于需要承受爆炸与冲击的工程结构,需要对所用材料的裂纹冲击韧性进行评定,避免裂纹出现可能导致的冲击脆性断裂。基于Instron VHS高速材料试验机,开发了一套材料动态断裂试验装置,测量了4种具有高冲击功金属材料的裂纹冲击韧脆转变过程,并研究了影响金属材料裂纹冲击韧脆转变速率的因素。发现材料夏比冲击功并不能完全反应裂纹的冲击韧性,预制裂纹与否、试样约束方式和试样裂尖约束因子都会影响金属材料裂纹冲击试验中的韧脆转变速率。基于以上研究结果,提出了金属材料裂纹冲击韧性评定方法的基本思路。      

核电用铸造奥氏体不锈钢的热老化性能研究

压水堆核电厂主管道用国产铸造奥氏体不锈钢(CASS)长期服役会面临着热老化问题。在400℃高温下开展CASS材料的加速热老化实验,采用夏比冲击试验获得了材料室温吸收能量随热老化时间延长的下降规律,采用扫描电镜观察到不同热老化时间冲击断口形貌的变化趋势。实验结果表明:经过15 000h的加速热老化实验,CASS材料的热老化程度逐渐达到饱和状态,吸收能量虽大幅下降,但仍能满足设计规范对CASS材料在未老化状态时的考核要求。     

氯和氧对304N在高温水中应力腐蚀开裂的影响

采用慢应变速率拉伸试验（SSRT）与断口形貌分析技术研究304N不锈钢（固溶退火态）在300 ℃高温水中的应力腐蚀行为与机理。结果表明：304N在300 ℃高温水中的最大抗拉强度、延伸率以及断裂吸收能随Cl^-浓度的增大显著降低;随氧浓度的急剧降低而显著增大;304N在高温水中发生应力腐蚀开裂（SCC）主要为穿晶型;随Cl^-浓度增加,304N的应力腐蚀敏感性也迅速增加,在含50 mg/L Cl^-的空气饱和高温水环境中,试样断口形貌表现为完全脆断;在溶解氧浓度急剧降低时,氯致应力腐蚀开裂的敏感性大幅降低,表明溶解氧对304N在高温水中的氯致应力腐蚀开裂具有明显的促进作用。     

沉淀硬化马氏体不锈钢热老化脆化的热电势检测研究

研究了17-4PH沉淀硬化马氏体不锈钢在400℃下不同时效时间力学性能和热电势变化规律,提出了热电势和冲击韧性的经验公式,并通过在核电厂服役13 a的主蒸汽隔离阀阀杆进行验证。验证结果显示,随着时效时间的延长,材料的冲击韧性下降,屈服强度、抗拉强度和硬度升高,断面收缩率和断裂伸长率下降。材料的热电势变化与冲击韧性呈现指数相关性,材料的屈服强度、抗拉强度、硬度和热电势呈现出较好的线性关系。通过热电势检测评估的冲击韧性和实测值显示出较好的符合性。      

提高1Cr14Co14Mo5不锈钢韧性的热处理工艺研究

针对因材料韧性不足导致的滚珠丝杠端头脆性断裂失效问题,开展马氏体沉淀硬化型不锈钢1Cr14Co14Mo5的改进研究。基于局部成分调整的1Cr14Co14Mo5不锈钢,将原有固溶+时效热处理工艺进行了调整,尝试利用循环相变热处理细化奥氏体晶粒的微观机制,获得细化的板条状马氏体组织,以提升材料的塑韧性。组织和性能结果显示,固溶温度由1000℃升高至1100℃可有效提高材料冲击韧性;3~4次的循环相变热处理能有效细化晶粒,晶粒平均尺寸小于10 μm,可使材料的冲击吸收能量（KU2）由20.2 J提高至60 J以上,同时断裂韧性值略有上升。      

CF-8M铸造不锈钢热老化的无损检测和评估方法研究

核电站主管道铸造不锈钢在280~325 ℃下长期运行服役过程中存在热老化脆化问题,韧性会大幅下降,为检测和评估主管道材料的热老化程度,通过对核级CF 8M静态铸造不锈钢主管道材料在400 ℃下热老化10 000 h的样品进行了热电势测量,研究了不同热老化阶段的力学性能（冲击能）和热电势与老化时间的关系,获得了热老化影响因素归一化后的参数与力学性能（冲击能）和热电势的对应关系式。结果表明,在热老化初始阶段冲击能下降较快,达到8 000 h后冲击能下降趋势已趋于平缓。在试验周期内,随着对数老化时间的增加,热电势呈线性增加;随着热电势的增加,冲击能开始下降较快,后期下降趋势变缓,逐渐趋于饱和,冲击能随热电势变化的形式和冲击能随热老化时间变化的形式相似。对热老化影响因素进行归一化后的参数值与热电势呈线性关系,基于该关系式可利用热电势检测技术评估服役部件热老化后的性能下降程度。