400℃长期热老化处理对核电站主管道材料性能的影响

【摘要】：目前我国在役核电站大多采用二代压水堆,其主管道采用铸造奥氏体不锈钢(Cast Austenite Stainless Steels,CASS),具有良好的力学性能和耐腐蚀性能。然而在服役温度(280-320°C)下长期运行,CASS部件将发生热老化脆化现象,即材料的断裂韧性随服役时间的延长而下降。严重的热老化将可能导致核电站一回路系统遭到破坏,对核电站的安全运行造成影响。本文对取自岭澳核电站主管道的Z3CN20-09M不锈钢进行了长达2万小时的长期热老化处理,研究了热老化过程中材料力学性能的变化规律。仪器化冲击实验结果表明,材料的冲击韧性随着热老化时间的延长不断下降,冲击功的损失主要发生在热老化的前期,裂纹扩展能的降低是冲击功损失的主要原因。经2万小时热老化处理后,材料的夏比冲击功下降到很低的水平。材料力学性能的退化主要归因于铁素体相,纳米力学探针研究表明,在相同的压入载荷下铁素体相的塑性变形量随着热老化时间不断下降。铁素体相塑性变形能力的下降,导致在冲击载荷下裂纹首先在铁素体相内萌生并扩展,铁素体相发生脆性解理断裂,材料表现出很强的脆性。