核电站一回路奥氏体不锈钢铸件热老化的微观力学性能变化

在核电站一回路中,奥氏体不锈钢铸件(CASS)在运行温度下长期工作除了受到辐照损伤外.还将面临热老化问题.本文对不同时间热老化后的CASS样品进行微观力学性能分析,并结合微观组织中铁素体的含量及分布对CASS的性能变化进行了分析,结果表明微观力学性能的变化和常规的宏观力学性能变化的规律不尽相同.丰富了CASS经老化后的力学性能数据,为CASS的安全运行提供参考.     

316LN奥氏体不锈钢焊缝低温热老化行为研究

在压水堆核电厂中,主管道奥氏体不锈钢焊缝长期在其热老化敏感温度(280~325℃)下运行,为了研究主管道奥氏体不锈钢焊缝在核电厂运行温度下的热老化性能,开展了铁素体含量为10.7%的316LN不锈钢主管道焊缝在325、365、400℃下的低温热老化行为研究。结果表明:经6000 h热老化后,焊缝中铁素体相和奥氏体相中的主要元素含量没有发生明显变化,焊缝显微硬度快速增加但奥氏体相显微硬度没有发生变化,焊缝冲击功显著下降、拉伸性能变化较小。     

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

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 (CASS)的热老化状态,结果表明在400 ℃下热老化不同时间,CASS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CASS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...     

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。     

Z3CN20.09M奥氏体不锈钢热老化冲击性能试验研究

采用GB/T19748-2005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造Z3CN20.09M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明,热老化对Fiu/Fm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。透射电子显微分析表明,热老化导致铁素体中出现沉淀物,并引发了奥氏体中位错组态的改变。与热老化时间lg t之间也满足线性关系。     

反应堆奥氏体不锈钢锻件的超声试验

一、前言奥氏体不锈钢除有优良的核性能外,还有良好的耐腐蚀性和冷热加工性,在常温和低温下,有优良的塑性和韧性,没有磁性,因此,核反应堆中一些零部件,由奥氏体不锈钢制成,生产过程中产生各种缺陷,如原材料中的缩孔、疏松、夹渣、锻造裂纹、白点 折迭和热处理裂纹等,这些缺陷的存在,降低核动力装置部件的机械性能,不消除隐患,易造成事故。为了使反应堆安全、可靠运行,对奥氏体不锈钢锻件需进100%的超声无损检测。     

高性能轻水堆的材料

为了研究高性能轻水堆（HPLWR）的堆内和堆外材料的运行环境，并评价目前燃料元件、堆芯结构和堆芯外零部件所采用的结构材料的潜在特征，开展了一项技术现状的研究。在HPLWR电站的常规岛部分，可以在给定温度（≤600℃）和压力25MPa下采用超临界燃煤电站（SCFPP）已认可使用的材料。这些材料是商用的铁素体／马氏体或奥氏体不锈钢。考虑了现有轻水堆的条件，基于现有的蠕变-断裂数据，以及对常规蒸汽发电站中腐蚀的广泛分析和关于辐照下材料行为的可得信息，开展了潜力包壳材料的评估。主要的结论是：在设定的最高温度650℃下，不仅Ni合金，而且奥氏体不锈钢都能用作包壳材料。     

核电厂主管道90°弯头热老化程度的评估

根据IAEA和国际上相关文献提出的铸造奥氏体-铁素体不锈钢热老化评价方法和评估流程,以秦山核电厂二期扩建工程为例,对静态铸造奥氏体-铁素体不锈钢主管道90°弯头在长时间热老化后,以及在325℃服役10 a后的冲击韧性和断裂韧性J-R曲线进行评估。评估结果表明:秦山核电厂二期扩建工程主管道静态铸造奥氏体-铁素体不锈钢主管道90°弯头在325℃服役10 a后的冲击韧性和断裂韧性有明显的下降,但冲击韧性仍在安全裕量以内,长时间热老化后的冲击韧性已低于设计要求。     

显微硬度法分析核电站主管道热老化趋势

使用显微维氏硬度计和冲击试验机研究了核电站主管道材料Z3CN20.09M在400 ℃加速热老化10 000 h前后的力学性能变化。结果表明,热老化导致试验材料的冲击吸收能下降;构成试验材料的铁素体相的显微维氏硬度上升,奥氏体相的显微维氏硬度基本保持不变。通过研究材料组织特征,剖析显微硬度与冲击韧性的关系,探索将显微硬度测试方法作为核电站主管道材料热老化趋势预测方法的可能性。     

热老化对20Cr25NiNb不锈钢冲击韧性的影响研究

针对长时间高温下合金力学性能退化问题,开展超临界气冷堆候选包壳材料的热老化研究。对改进型气冷堆用原型20Cr25NiNb不锈钢和添加不同元素的改进型合金,开展650℃下3000 h热老化试验。组织和性能结果表明,所有合金的冲击吸收能量(KV₂)均随热老化进行而下降。这种塑性降低与高温下第二相演化密切相关。沿晶界先后析出M₂₃C₆和G相导致原型合金冲击韧性先下降再缓慢上升。添加W和Mo元素后,沿晶界析出Laves和σ相,引起KV₂下降更快;B元素可细化晶界σ相,使得冲击韧性下降幅度小于不含B元素。加入Al元素后,合金基体中析出大量Laves和NiAl相,同时晶界σ相快速粗化,导致材料脆化严重。     

大亚湾核电站的老化和寿命管理

首先简要介绍了国际原子能机构(IAEA)对核电厂老化管理的基本要求以及所推荐的实施老化和寿命管理方法,然后对大亚湾核电站实施老化和寿命管理工作的进展进行了描述。文中指出,老化和寿命管理的首要任务是关注核电站的关键设备。随着经验数据的积累,工作重点逐步由老化机理理解、敏感部件筛选向老化趋势分析和寿命评估转变。     

核动力装置设备老化管理方法研究

指出了设备老化是核动力装置服役过程中不可避免的问题,它影响到核动力装置的可靠性、安全性、经济性及其寿命;给出了设备老化的概念与管理的目的;分析了设备老化的机理并详细阐述了设备老化管理的方法,指出了把老化机理研究与设备状态监测和故障诊断结合起来,采用主动性维修为主、其它运行维修策略相结合的方法对设备进行老化控制,在实际中是切实可行的．     

碳钢对核主泵用奥氏体不锈钢的污染研究

奥氏体不锈钢在加工、运输和装配过程中如果与碳钢直接接触,就会被碳钢污染,而导致奥氏体不锈钢耐蚀性能的改变。众所周知,核主泵用奥氏体不锈钢对耐蚀性有着非常严格的要求,本文以Z2CN18-10核主泵用奥氏体不锈钢为例,通过FeCl3腐蚀试验和电化学方法测试了被碳钢污染后其耐腐蚀性能的变化。试验结果表明:附着在不锈钢表面的碳钢对其长期总体腐蚀速率影响不大;嵌入式的碳钢颗粒会显著降低奥氏体不锈钢的点蚀电位,增大发生点蚀的倾向;硝酸钝化可部分抵消被污染不锈钢点蚀电位的降低,但该值仍远低于同样经过硝酸钝化,而未被污染的不锈钢的点蚀电位。此外,还针对碳钢污染对核电站辐射场的影响和对燃料包壳热传导效率的影响进行了讨论。     

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。     

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。     

Glow Discharge Plasma Nitriding of AISI 304 Stainless Steel

Glow discharge plasma nitriding of AISI 304 austenitic stainless steel has been carried out for different processing time under optimum discharge conditions established by spectroscopic analysis. The treated samples were analysed by X-ray diffraction （XRD） to explore the changes induced in the crystallographic structure. The XRD pattern confirmed the formation of an expanded austenite phase （TN） owing to incorporation of nitrogen as an interstitial solid solution in the iron lattice. A Vickers microhardness tester was used to evaluate the surface hardness as a function of indentation depth （μm）. The results showed clear evidence of surface changes with substantial increase in surface hardness.     

304奥氏体不锈钢在硝酸溶液体系中的电化学腐蚀行为

采用极化曲线测量法对304不锈钢在硝酸溶液体系中的电化学耐蚀性能进行了测试,分别研究了在硝酸溶液中添加硝酸盐、草酸、乙酸、柠檬酸等成分对304不锈钢电化学腐蚀行为的影响。结果表明,在硝酸溶液中,硝酸盐的加入能够抑制不锈钢的电化学腐蚀,而草酸能够显著增强溶液对不锈钢的电化学腐蚀能力,在硝酸和草酸溶液体系中加入1g/L柠檬酸后,自腐蚀电流由6.02μA/cm~2上升到22.8μA/cm~2,对电流腐蚀有较明显的促进作用。     

核电站继电器老化及可靠性分析

通过对LEACH继电器的老化失效及可靠性分析实验,得知1999年批次继电器失效的原因,是由于线圈绝缘材料中增塑剂氧化变质而导致的绝缘性能下降和发热量增加,并有针对性地提出了继电器老化的外壳温度监测方法,制定了批次更换措施.