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科研进展
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核电站一回路管道用不锈钢长期热老化后的断裂韧性
发表时间:2018-02-08 阅读次数:609次

        Z3CN20.09M铸造奥氏体不锈钢被大量用于制造第二代压水堆核电站一回路管道。虽然服役温度相对较低(325oC以下),在长期热老化作用下,该材料(由奥氏体基体和5%-18%的铁素体组成)仍会发生脆化现象,主要由铁素体发生调幅分解导致。热老化脆化后的材料能否满足核电站的安全设计标准需要准确的断裂参数进行评价。

        韧性材料的断裂行为通常用J积分和CTOD参量进行表征,而断口上伸张区宽度(SZW)被认为是反映局部断裂韧性的标志。基于SZW计算的Jszw要比JIC低得多,意味着基于传统JIC的结构完整性进行评估可能存在风险。热老化后的Jszw和JIC的关系是否发生显著的变化更需要试验验证。

        本研究对Z3CN20.09M不锈钢在400oC下热老化18000h后的断裂韧性进行了试验研究,考察了试样取向和试验温度对J-R阻力曲线的影响,利用SEM观察SZW并计算Jszw和JIC。主要结果如下:

        (1) 热老化后的J-R阻力曲线显著低于热老化前,断裂韧性大幅降低;轴向和环向取样测试的J-R阻力曲线较为吻合,差异性较低,断裂行为没有显著区别。

        (2) 热老化后室温和高温断裂韧性存在明显差异,室温下J-R阻力曲线显著高于高温下,而280°C和330°C下J-R阻力曲线较为相近,断裂韧性无明显差异。

        (3) 观察330°C下断裂韧性CT试样断口,通过九点平均法测定SZW,拟合J-R阻力方程后,得到Jszw=60.5 N.mm/mm2,远小于JIC=188 N.mm/mm2,考虑SZW的物理意义,采用JSZW用于寿期末主管道结构完整性评估更能准确反映材料的真实抗断裂裕量。

 

 

论文信息:Weiwei Yu, Dunji Yu, Hongbo Gao, Fei Xue, Xu Chen. Fracture Toughness of Z3CN20.09M Cast Stainless Steel with Long-Term Thermal Aging. Journal of Materials Engineering and Performance 2017;26:4442-4449.