文章信息
- 罗强, 刘思维, 陈勇, 周军, 何琨
- LUO Qiang, LIU Si-wei, CHEN Yong, ZHOU Jun, HE Kun
- 热老化对316LN不锈钢焊缝微观组织和冲击性能的影响
- Effects of Thermal Aging on Microstructure and Impact Properties of 316LN Stainless Steel Weld
- 材料工程, 2017, 45(12): 25-29
- Journal of Materials Engineering, 2017, 45(12): 25-29.
- http://dx.doi.org/10.11868/j.issn.1001-4381.2015.000214
-
文章历史
- 收稿日期: 2015-02-11
- 修订日期: 2017-08-10
奥氏体不锈钢在核电站一回路运行环境具有优良的力学性能和抗腐蚀性能,广泛用作压水堆核电站一回路管道材料。在主管道焊接时,为避免产生裂纹以及改善焊缝抗腐蚀性能,奥氏体不锈钢焊缝中通常要求含有5%~12%(体积分数,下同)的铁素体[1-3]。铸造奥氏体不锈钢(Cast Austenitic Stainless Steel, CASS)大量研究发现[4-6],在核电站运行环境下长期服役,CASS中的铁素体相会析出第二相,导致材料发生热老化脆化,因此,奥氏体不锈钢焊缝在服役过程中存在热老化脆化的风险。
我国第三代压水堆主管道是由超低碳控氮奥氏体不锈钢316LN整体锻造而成,通过合金成分的恰当匹配和控制热锻工艺消除了铁素体相,但管道焊缝中仍然含有5%~15%的铁素体[7],因此,主管道奥氏体不锈钢焊缝在核电厂运行环境下的热老化脆化是亟须关注的问题之一。目前,国内很少关注主管道焊缝热老化行为,针对实际服役的主管道焊缝的性能退化规律和性能预测方面的报道较少,为了获得主管道316LN焊缝在核电站运行温度下的热老化变化规律,确保主管道寿期内的安全可靠性,有必要开展主管道316LN焊缝热老化研究工作。
本工作对主管道316LN不锈钢焊缝热老化性能进行了实验,研究了在400℃下经15000h加速热老化过程中焊缝微观组织演化和冲击性能的变化规律,并预测了主管道焊缝在核电站一回路热管段320℃和冷管段288℃下60年寿期内材料性能随时间的变化,研究结果可为压水堆核电站主管道焊缝的热老化性能评价提供一定的参考与经验反馈。
1 实验材料与方法 1.1 实验材料实验用材为主管道316LN不锈钢焊缝。焊缝的焊接形式为锻造管环母材对接焊,圆环外径和内径尺寸分别为ϕ957mm和ϕ786mm,坡口形式为V型,焊丝为ϕ4mm的316L不锈钢,焊接工艺为热丝TIG自动焊,焊接速率和电压分别为135mm/min,11V。316LN基体和316L焊丝化学成分见表 1。焊缝主要由奥氏体相和铁素体相组成,铁素体表现形式为蠕虫状、带状和针状形貌(图 1)。同时沿焊缝管道外表面约1/4T处截取70mm×40mm×20mm(焊缝位于试样中心位置)的试样用于热老化实验(图 2)。
Steel | Cr | Ni | Mn | Si | Mo | C | N | P | S | Fe |
316LN | 18.50 | 12.35 | 1.90 | 0.45 | 2.85 | 0.015 | 0.130 | 0.020 | 0.015 | Bal |
SS316L | 18.24 | 12.05 | 1.70 | 0.40 | 2.49 | 0.010 | 0.037 | 0.013 | 0.010 | Bal |
由于实际服役条件下不锈钢焊缝热老化速率很缓慢,并且当热老化温度低于400℃时,其热老化机理与服役温度下的热老化机理相同[8],因此本工作开展316LN焊缝在400℃下的加速热老化实验。实验设备为箱式热老化炉,实验过程中对实验样品温度进行在线监测,热老化时间分别为1000, 3000, 6000, 10000, 15000h。
1.3 组织及性能测试采用Tecnai G2 F20 S-TWIN型透射电镜(TEM)观察热老化316LN焊缝微观组织演变,TEM样品的制备过程如下:首先将热老化前后焊缝研磨制成0.08mm厚薄片,然后电解双喷至穿孔。双喷液体积比为硫酸:甲醇=1:4,电压为20V,温度为10℃。从热老化后的焊接接头上切取标准的夏比冲击样品(图 2),测量在不同热老化时间后焊缝的室温冲击性能,采用扫描电镜(SEM)观察冲击试样断口形貌。
2 结果与分析 2.1 微观组织图 3为316LN不锈钢焊缝原始态以及400℃分别热老化1000h和10000h后铁素体相TEM图。可以看出,热老化后铁素体内均出现了黑白相间的斑驳组织和颗粒状析出物,且析出物尺寸随着热老化时间的延长而增大。同类不锈钢热老化研究结果表明[9-11],这些黑白相间的斑驳组织为铁素体发生调幅分解后形成的富Fe的α相和富Cr的α′相。为了确定颗粒状的析出物,对热老化材料铁素体的微观组织进行进一步观察,结果如图 4所示,从HRTEM图中方框区域的Fourier变换(FFT)花样分析结果表明,热老化后焊缝铁素体颗粒状析出物为G相。
2.2 室温冲击性能图 5是316LN焊缝在400℃不同热老化时间下的室温夏比冲击功。由图 5可知,316LN不锈钢焊缝的室温夏比冲击功随时间延长不断下降,而且在热老化前期下降幅度较大,随热老化时间延长,夏比冲击功下降速率趋缓。热老化15000h后,冲击功值已下降了37.3%。图 6为热老化前后316LN不锈钢焊缝的冲击断口形貌。可以看出:未热老化试样(图 6(a))断口存在大量的韧窝,韧窝内有第二相粒子,属于韧性断裂;热老化后15000h(图 6(b))断口出现较明显的解理断裂特征。
研究表明[11, 12],焊缝夏比冲击韧性降低是由于热老化后铁素体硬化使得冲击时在铁素体区更早断裂造成的,根本原因是热老化后铁素体中发生调幅分解析出的富含Fe的α和富含Cr的α′或G相(图 3, 4)增加了位错运动的阻力,使得位错通过滑移运动变得更加困难,从而导致了热老化焊缝冲击韧性降低;并且由于焊缝铁素体中析出物尺寸随着温度升高而增大(图 3),造成了焊缝冲击韧性随时间延长而降低。
2.3 冲击性能预测根据316LN焊缝不同热老化时间下的冲击性能变化图(图 5),采用最小二乘法数据拟合获得了如式(1)所示关系式。
(1) |
式中:Cv为夏比冲击功;t为时间。
为了研究Cv下降规律,以最高热老化温度400℃为基准, 定义热老化因子P如下[13, 14]:
(2) |
式中Q为热老化激活能,316LN不锈钢焊缝Q值为113kJ/mol[10]。
通过式(2)可以将温度和时间的影响统一为一个因子,400℃下夏比冲击功随热老化因子P变化的拟合公式为:
(3) |
式(3)即为316LN不锈钢焊缝以室温夏比冲击功表示的热老化脆化预测方程式,对于已经在运行的316LN焊缝,已知服役温度和时间便可通过式(2)求得热老化因子,进一步通过式(3)可以预测当时的夏比冲击功值,从而获知该材料的热老化程度。
以核电站主管道316LN不锈钢冷管段焊缝(288℃)和热管段焊缝(320℃)为例,预测了焊缝服役60年内室温夏比冲击功的变化(图 7)。由图 7可见,热管段焊缝的夏比冲击功在运行过程中一直低于冷管段焊缝,说明热管段焊缝老化程度高于冷管段焊缝。在运行25年内冲击功下降较快,随后的运行过程中下降过程趋缓,至设计寿命60年时,热管段和冷管段焊缝的夏比冲击功分别约为116J和118J。
3 结论(1) 热老化1000h后,316LN焊缝铁素体内发生调幅分解形成了富Fe的α相和富Cr的α′相,同时在铁素体内有G相析出;铁素体内析出相的尺寸随着热老化时间延长而增大。
(2) 316LN焊缝的室温夏比冲击功均随热老化时间延长不断下降,而且在热老化前期下降幅度较大,随热老化时间延长,夏比冲击功下降速率趋缓。
(3) 以400℃热老化为基准,将温度和时间对热老化的影响转化为热老化因子P,得出316LN焊缝室温夏比冲击功随热老化因子P的变化预测公式。
(4) 通过预测公式预测了316LN冷管段焊缝(288℃)和热管段焊缝(320℃)在核电站实际运行温度下服役60年期间,其夏比冲击功随运行时间的变化,预测结果可知在运行25年内夏比冲击功下降较快,随后的运行过程中下降程度比较缓慢。
[1] |
杨文斗.
反应堆材料学[M]. 北京: 原子能出版社, 2009.
YANG W D. Reactor materials[M]. Beijing: Atomic Energy Press, 2009. |
[2] |
王永强, 李娜, 杨滨, 等. 核电管道不锈钢中σ相的退火消除及脆性恢复[J].
材料工程, 2016, 44 (5): 29–36.
WANG Y Q, LI N, YANG B, et al. Annealing induced removing of σ phase and recovery of embrittlement in stainless steel used for nuclear power plant pipes[J]. Journal of Materials Engineering, 2016, 44 (5): 29–36. DOI: 10.11868/j.issn.1001-4381.2016.05.005 |
[3] |
郎宇平, 陈海涛, 翁宇庆, 等. 热力学计算在高氮奥氏体不锈钢研究中的应用[J].
材料工程, 2013 (5): 16–22.
LANG Y P, CHEN H T, WENG Y Q, et al. Applications of Thermo-Calc in research of high nitrogen austenitic stainless steels[J]. Journal of Materials Engineering, 2013 (5): 16–22. |
[4] | CHOPRA O K, AYRAULT G. Aging degradation of cast stainless steel:status and program[J]. Nuclear Engineering and Design, 1985, 86 (1): 69–77. DOI: 10.1016/0029-5493(85)90210-9 |
[5] | GOTO T, NAITO T, YAMAOKA T. A study on NDE method of thermal aging of cast duplex stainless steels[J]. Nuclear Engi-neering and Design, 1998, 182 (2): 181–192. DOI: 10.1016/S0029-5493(97)00360-9 |
[6] | YAMADA T, OKANO S, KUWANO H. Mechanical property and microstructural change by thermal aging of SCS14A cast duplex stainless steel[J]. Journal of Nuclear Materials, 2006, 350 (1): 47–55. DOI: 10.1016/j.jnucmat.2005.11.008 |
[7] |
王明家, 马千, 李景丽, 等. 热老化对核级316LN锻造控氮奥氏体不锈钢微观组织及性能的影响[J].
燕山大学学报, 2013, 37 (5): 385–388.
WANG M J, MA Q, LI J L, et al. Influence of thermal aging on microstructure and mechanical properties of nuclear grade 316LN forged austenitic stainless steel[J]. Journal of Yanshan University, 2013, 37 (5): 385–388. |
[8] |
李时磊, 王艳丽, 李树肖, 等. 长期热老化对铸造奥氏体不锈钢组织和性能的影响[J].
金属学报, 2000, 46 (10): 1186–1191.
LI S L, WANG Y L, LI S X, et al. Effect of long term aging on the microstructure and mechanical properties of cast austenitic stainless steels[J]. Acta Metallurgica Sinica, 2000, 46 (10): 1186–1191. |
[9] | CHANDRA K, KAIN V, RAJA V S, et al. Low temperature thermal ageing embrittlement of austenitic stainless steel welds and its electrochemical assessment[J]. Corrosion Science, 2012, 54 : 278–290. DOI: 10.1016/j.corsci.2011.09.031 |
[10] | CHANDRA K, KAIN V, BHUTANI V. Low temperature thermal aging of austenitic stainless steel welds:kinetics and effects on mechanical properties[J]. Materials Science and Engineering:A, 2012, 534 : 163–175. DOI: 10.1016/j.msea.2011.11.055 |
[11] |
郑凯, 王艳丽, 李时磊, 等. 长期热老化后Z3CN20-09M不锈钢的微观组织与拉伸断裂行为[J].
金属学报, 2013, 49 (2): 175–180.
ZHENG K, WANG Y L, LI S L, et al. The microstructure and tensile fracture behavior of long term thermal aged Z3CN20-09M stainless steel[J]. Acta Metallurgica Sinica, 2013, 49 (2): 175–180. |
[12] | PUMPHREY P H, AKHURST K N. Aging kinetics of CF3 cast stainless steel in temperature range 300-400℃[J]. Materials Science and Technology, 1990, 6 (3): 211–220. DOI: 10.1179/mst.1990.6.3.211 |
[13] | PAREIGE C, NOVY S, SAILLET S, et al. Study of phase transformation and mechanical properties evolution of duplex stainless steels after long term thermal ageing(> 20 years)[J]. Journal of Nuclear Materials, 2011, 411 (1/3): 90–96. |
[14] | BAEK S, KOO J M, SEOK C S. Evaluation of the degradation characteristics of CF-8A cast stainless steel using indentation techniques and EDS[J]. Key Engineering Materials, 2006, 306/308 : 869–874. |