压水堆一回路主管道热老化现象研究现状_杨宝磊.pdf
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1、2q23 年3 月第2 期 大型铸锻件HEAVY CASTING AND FORGING March 2023 No.2 压水堆一回路主管道热老化现象研究现状杨 宝磊赵 美兰邱 亮(天津觅型装备工程研究有 限公司,天津300457)摘要:兀水堆核 电站一 间路主管道材料最初为低合 金管,经过不 断发展,到如今二代核 电站使用 的双相不锈钢 以及第三代核 电站使用 的316LN 奥 氏体不锈钢。这两个 钢种都具有仇异 的力学性 能、耐腐蚀性能 以及抗辐照 性能。但是长期在280 320C 下服役,双相不锈钢 中的铁 素体相会 发 生调 幅分韶,生成 富Cr 的a 相、富Fe 的Q 相 以及富Ni
2、-tfl Si 的析 出和C 和;316LN 在长期服役后在 晶界 附近位错寒积与杂质原子偏聚,并导致材料 的晶间腐蚀敏感性增加。本文综述 了 目前两种材料 的热老化性能研究 现状,为二代核 电站 的延 寿 以及第二代核 电站一 同路主管道热老化研究方 向提供参考。关键词:热老化;一 同路主管道;双相不锈钢;316LN 中图分类号:TlA21+.I 文献标志码:A Research Status of Thermal Aging for Main Pipeline of Primary Loop in Pressurized Water Reactor Yang Baolei,Zhao Mei
3、lan,Qiu Liang Abstract:The main pipeline material of the primary loop of pressurized water reactor nuclear power plant was originally low alloy pipe.After continuous development,it has been developed to the duplex stainless steel used in the second generation nuclear power plant and 3 l 6LN austenit
4、ic stainless steel used in the third generation nuclear power plant.Both steels have excellent mechanical properties,corrosion resistance and radiation resistance.However,after long-term service at 280 320C,the ferrite phase in duplex stainless steel will undergo spinodal decomposition to form Cr-1i
5、ch aphase,Fe-rich a phase and Ni-rich and Si-rich precipitated phase G phase.After long-term service,the dislocation pile-up and impurity atom segregation near the grain boundary of 3 l 6LN lead to the increase of intergranular corrosion sensitivity of the material.This paper reviews the current res
6、earch status of the thermal aging properties of the two materials,and provides a reference for the life extension of the second-generation nuclear power plant and the thermal aging research direction of the primaiy loop main pipeline of the third-generation nuclear power plant.Key words:thermal agin
7、g;primaiy loop main pipeline;duplex stainless steel;3 l 6LN 一回路主管道是核电站的主动脉,在核电站设计寿命期限内不可更换1-2)。长期在高温(280-320C)、高吓含 氯 含氧的水环境 中服役,导致一 回路韧性下降,强度、脆性提高,并 由此导致材料的力学性能耐 腐蚀性能等一系列性能退化,称之为热老化现象3 J。热老化是影响核 电站寿命设计和安全运行的重要因素之一。二代核电站主管道广泛使用的铸造双相不锈钢4 由千含有12%-20%的铁素体相,与304、316 等奥氏体钢相比,其强度、耐腐蚀以及耐磨损性能明显提高。但一回路长期处在280
8、-320C 环境时,铁素体相发生调幅分韶区 ,生成富Cr 的a 相和富Fe 的O,.相以及在老化过程中析出富 沁 和Si 的G 相6-9 导致材料脆化,塑性韧性降低,硬度升高。二代核电站一回路热老化是人们对核电站安全服役所关注的重要问题10-11)。收稿 日期:2022.09-19 作者简介:杨宝磊(1996),男,硕士,助理工程师,主要敛力千大型铸锻件断裂力学与疲劳的研究检测工作。48 为满足核电站设计寿命延长要求,以华龙一号为代表的第三代核电站选用了超低碳控氮奥氏体不锈钢作为一 回路主管道材料,并采用整体锻造成形技术来减少焊缝的数显12 大幅提高了主管道的性能和服役年限,因316LN 含碳
9、昼极低,通过控制N 的含矗来弥补316L 的硬度不足I 13 J。虽然316LN 中铁素体含量极低,可以认为不会发生铁素体的涸幅分韶,但Wang M 等14 J 研究发现316LN 经热老化后会产生晶界附近位错塞积与杂质原子偏聚,并导致材料的晶间腐蚀敏感 性增加。因此一回路主管道的热老化问题值得深入研究。1 热老化机制的研究I.I 双相不锈钢热老化机制发生热老化脆化现象的根本原因是双相不锈钢中铁素体发生 了涸幅分韶,形成富Cr 的a 相和富Fe 的O,.相,以及老化过程中析出富Ni 和Si 的G 相。图1 是铁素体相涸幅分韶示意图15 图2 是双相不锈钢材料在不 同时间 温度下对应 的DOI:
10、10.14147/ki.51-1396/tg.2023.02.007杨宝磊:压水堆一 回路主管道热老化现象研究现状2023 年第2 期析出物曲线图16。I Austenlte phase(y)I+Unaged 吟Cr al。Aged a phase(Width of aphase:110nm)图1 铸造奥氏体不锈钢调幅分解机理示卷图15 Figure 1 Schematic diagram of spinodal decomposition mechanism of cast austenitic stainless steel 1100 1000 600 500:又M7C3、._9001.J
11、-.-,.MC 23 6-.P 800 丈f M23C6 1;、踝 700 -.,;-,j a,-、.,人3;、47sc 脆化(n)了40?妒10-1 1010102 时间1h 图2 铸造奥氏体不锈钢不 同时间 温度下析 出相 曲线16 Figure 2 Precipitation phase curves of cast austenitic stainless steel at different time-temperature 相不锈钢在400C 下热老化时,G 相并不是在热老化一开始就形成的,直到10 000 h 时才出现平均尺寸为纳米级 的G 相。Vitek 等21-22 发现,经
12、过热老化后308 奥氏体不锈钢中铁素体内部析出的G 相与铁素体呈立方取向关系,并优先在铁索体中位错线上生成,而308L 不锈钢在热老化后,在奥氏体 铁素体界面上还出现了碳化物,G 相和碳化物的析出是焊缝断裂韧 性劣化的重要原因。1.2 316LN 热老化机制Wang Mingjia 等14 J 研 究 发 现,316LN 在350C 热老化5000 h,晶界处Cr 和Mo 的含鼠下降以及Ni 含董增加,导致C 的扩散速率增加,导致晶界处C 的富集化,进而加剧C 原子与间隙原子的相互作用,造成晶格变形产生局部应力,因此经350C、5000 h 热老化后晶粒 内部位错密度下降,晶界附近会出现位错塞
13、积与杂质原子偏聚,并导致材料的晶间腐蚀敏感 性增加,如图3。圈,心 穿,卢sennI。tjg夕,/4詹美 国阿贡国家实验室在上个世纪的80 年代 17-18 就对核电用双相不锈钢如CF-3、CF-8、CF-8M 等不锈钢在一 回路管道服役温度下(290-450C)进行了长达58 000 h 的加速热老化实验,最后确定了上述儿种双相不锈钢的主要热老化机制,包括:(a)铁素体相的调幅分解;(b)Fe、Ni 和Cr 元素的偏析;(C)M23C5 和Cr3N 相在铁 奥两相界面析出而五 相和M23 C6 相则优先在铁素体 内部析出;(d)二次脆化 的机理被认为是奥 氏体 的凋幅状分解和NbC 析出。上
14、述双相不锈钢的制备丁艺、铁素体含最以及化学成分是影响调幅分解、析出相的析出动力学以及二次脆化过程的重要因素。Xiong W 等通过热力学计算和三维原子探针断层扫描(3DAPT)实验,发现了Fe-Cr 合金在亚稳态区形核,在非稳态区长大的现象;他们还总结了Cr 含扯在24%-36.3%,温度在427-557C 之间的相分离机制19。Li Shilei 等20 研究发现,对Z3CN20-09M 双(a)晶粒内部位错线(b)晶界处位错线与位错缠结图3 热老化后 晶粒 内部位铅 14 Figure 3 Internal dislocations in grains after thermal agin
15、g 2 热老化对 性能的影响2.1 双相不锈钢的性能变化刘 同华等23 J 对450C 下不 同热老化时间的铁索体与奥氏体进行了显微硬度测试,铁索体内49 2023 年第2 期 大荆铸锻件部由于调幅分解生成硬度较高的a 和a 相,使铁索体硬度随着热老化时间增加而变长,奥氏体硬度基本不变,这一现象与刘思维等24-25 的研究结果相吻合,在不同热老化温度下,316LN 焊缝中铁索体中发生调幅分解,显微硬度与纳米硬度提高。孙浩等26 对热老化后铁素体和奥氏体的显微硬度和纳米硬度进行 了分析,发现铁索体纳米硬度与韧t 生和显微硬度的变化趋势一致,而奥氏体的纳米硬度基本不变,这种变化可以通过合适的退火工
16、艺消除,见图4。7006005004 00300AHl/i lf t!火退h。lh。度。loh硬o氏70样维微h试。00显)lah(。3体体态素氏铁奥L畛:。Or2765429l弼要2响拉伸性能。郑凯等31 J 发现固溶态 的拉伸断 口中铁索体和奥氏体都呈现大最韧窝,表现为韧性断裂,但在400C 下热老化20 000 h 后,随着热老化的进行,Z3CN20-09M 强度增加塑性下降,铁素体和奥氏体两相变形并不均匀,铁素体断裂形式为解理断裂,导致断裂的裂纹萌生于两相界面,经分析认为调幅分解产生的Q 与a 相导致铁素体塑性下降,硬度提高,奥氏体在断裂过程中仍发生韧性断裂。300 500015010
17、022W翩溢峉呇衵女-50 0 2000 4000 6000 8000 10 000 热老化 时间1h 图5 冲击吸收能量随热老化时间变化趋势27 Figure 5 The trend of impact absorption energy with thermal aging time 固溶态300 h 1000 h 7000 h 10000 h 10000 h+退火试样(b)纳米压痕硬度图4 热老化后铁索体和奥氏体的显微硬度和纳米硬度Figure 4 Microhardness and nanohardness of ferrite and austenite after thermal
18、aging 夏比冲击吸收能蜇通常可以作为衡童材料韧性的指标。李 时磊 等27)通 过 冲击 试 验 发 现,400C 下热老化的前1000 h 内冲击吸收能量下降很 快,达到55%,中后期下降很 慢,如图5,在热老化过程中铁素体含晕及化学成分分布没有改变,因此认为冲击吸收能最的下降和铁索体内部发生洞幅分解的程度有关。罗强等28-29)在实验 中也发现了相同的趋势,老化初期冲击吸收能量下降很 快,中后期逐渐变缓,并通过拟合的方式获得了焊缝热老化脆化预测方程,根据方程预测出主管道焊缝运行15 年内,其韧性快速下降,随后随着运行时间增加,韧性缓 慢下降。寸飞婷等30 测试了400C 下热老化不同时间
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