高雨雨,王正品,金耀華,劉志學(xué),要玉宏
(西安工業(yè)大學(xué) 材料與化工學(xué)院,西安710021)
oscillographic impact;fracture mechanism
我國核能發(fā)展已進(jìn)入規(guī)?;聲r期,到2020年,核電運(yùn)行和在建裝機(jī)將達(dá)到8 800萬千瓦,正逐步成為世界核電的產(chǎn)業(yè)中心[1].因此,在快速發(fā)展核電產(chǎn)業(yè)的同時,對核電技術(shù)的管理和安全運(yùn)行提出了更高的要求[2-3].一回路主管道作為壓水堆核電站運(yùn)行的“大動脈”部件,運(yùn)行過程中承載著高溫、高壓、高流速且含有放射性物質(zhì)的腐蝕介質(zhì),受力情況復(fù)雜,若管道材料發(fā)生失效,將會引起放射性物質(zhì)的泄漏,導(dǎo)致安全事故和重大的經(jīng)濟(jì)損失[4].
雙相不銹鋼因具有高強(qiáng)度、耐脆化、良好的塑韌性和焊接性等特征,被廣泛用于核電一回路主管道[5].眾多研究表明,核電一回路主管道及其他零部件在高溫高壓狀態(tài)下長時間服役后發(fā)生熱老化脆化現(xiàn)象,導(dǎo)致材料結(jié)構(gòu)的臨界裂紋尺寸減小、韌脆轉(zhuǎn)變溫度上升,材料的沖擊韌性明顯的降低[6-8].文獻(xiàn)[9]對SCS14A不銹鋼于400 ℃環(huán)境下進(jìn)行了長達(dá)30 000 h的熱老化試驗(yàn),發(fā)現(xiàn)隨著熱老化時間延長,鐵素體逐漸脆化,材料的夏比沖擊功大幅度降低;文獻(xiàn)[10]對304L和316L不銹鋼在400 ℃時效20 000 h后,發(fā)現(xiàn)由于鐵素體相的分解和G相的沉淀,導(dǎo)致材料的拉伸性能和沖擊韌性顯著降低.近幾年國內(nèi)學(xué)者對核電用一回路主管道用不銹鋼進(jìn)行熱老化研究,但主要集中在空氣環(huán)境下長時間熱老化后的宏觀力學(xué)性能和微觀結(jié)構(gòu)的變化方面,對于材料在模擬服役環(huán)境下熱老化后的性能研究少有報道[11-12].
相關(guān)研究表明[13-14]雙相不銹鋼在400 ℃下與實(shí)際服役溫度(288~327 ℃)下的熱老化機(jī)理相同,本文以Z3CN20-09M雙相不銹鋼為研究對象,首先對其在400 ℃、16.5 MPa含硼離子水蒸氣中進(jìn)行長達(dá)15 000 h的加速熱老化試驗(yàn),然后測試了不同熱老化時長后的沖擊性能,并對其熱老化機(jī)理進(jìn)行了探究,為核電一回路管道的熱老化管理和剩余壽命預(yù)測提供一定的理論依據(jù)和試驗(yàn)基礎(chǔ).
試驗(yàn)材料取自某核電設(shè)備有限公司生產(chǎn)的Z3CN20-09M雙相不銹鋼管材,其化學(xué)成分見表1.
表1 Z3CN20-09M雙相不銹鋼主要化學(xué)成分(w/%)
模擬工況加速熱老化試驗(yàn)在型號為F5-16/400的高溫高壓反應(yīng)釜中進(jìn)行,試驗(yàn)溫度為400 ℃,試驗(yàn)壓力為16.5 MPa.熱老化時長分別為3 000 h、5 000 h、10 000 h和15 000 h.示波沖擊試樣按照GB/T 19748-2005以及ISO 14566-2000標(biāo)準(zhǔn)進(jìn)行加工[15-16],具體尺寸見圖1.示波沖擊試驗(yàn)按照GB/T 19748-2005于JB-W450E-L型試驗(yàn)機(jī)上進(jìn)行[15],將試驗(yàn)所得力-位移數(shù)據(jù)利用Origin軟件進(jìn)行擬合,擬合后分析得出沖擊試驗(yàn)過程中一系列特征值:包括動態(tài)屈服力Fgy,最大力Fm,裂紋穩(wěn)定擴(kuò)展起始力Fiu,相應(yīng)地沖擊功的特征值包括裂紋不穩(wěn)定擴(kuò)展起始功Wiu、裂紋不穩(wěn)定擴(kuò)展終止功Wa以及沖擊總功Wt等.沖擊斷口采用FEI QUANTA400F型掃描電子顯微鏡進(jìn)行觀察.
圖1 Z3CN20-09M不銹鋼示波沖擊試樣尺寸
圖2為Z3CN20-09M鋼沖擊力特征值隨熱老化時間的變化情況.由圖2可以看出,經(jīng)15 000 h熱老化時間后,Z3CN20-09M鋼的屈服力Fgy、最大力Fm和不穩(wěn)定裂紋擴(kuò)展起始力Fiu分別增加了8.2%,14.6%和14.4%.同時還可看出,隨著熱老化時間的延長,F(xiàn)gy整體增大幅度較小,F(xiàn)m、Fiu整體增幅較大,但當(dāng)熱老化時間超過10 000 h后,F(xiàn)m、Fiu增速減緩.這表明Z3CN20-09M鋼經(jīng)模擬工況介質(zhì)長時熱老化后,其沖擊力特征值增大,呈現(xiàn)出明顯的脆化跡象.眾多研究工作表明[7-10],當(dāng)400 ℃熱老化時長超過3 000 h,Z3CN20-09M鋼中的鐵素體會發(fā)生調(diào)幅分解,形成富鐵的α相和富鉻的α′相,造成鐵素體相硬度的增加,從而引起Z3CN20-09M鋼的熱老化脆化,這也是Z3CN20-09M鋼沖擊力特征值增加的原因.
圖2 熱老化時長對Z3CN20-09M鋼示波沖力值的影響
前期研究工作顯示[17-18],Z3CN20-09M鋼經(jīng)熱老化10 000 h后,鐵素體中調(diào)幅分解的產(chǎn)物的界面已逐漸清晰,與熱老化3 000 h相比調(diào)幅分解已經(jīng)進(jìn)行得很充分,基本達(dá)到了相平衡,導(dǎo)致沖擊力特征值進(jìn)一步增大.當(dāng)老化時間達(dá)到15 000小時,富Cr的α′相和富Fe的α相的界面更加清晰,調(diào)幅組織進(jìn)一步變粗,沖擊力特征值增速趨緩.
另外,圖2還顯示Fm、Fiu隨著熱老化時長的變化曲線是相對平行的,即Fiu和Fm的差值在熱老化前后都保持不變,這說明力-位移曲線的上不穩(wěn)定裂紋起始點(diǎn)(iu)也可利用Fiu與Fm差值不變的規(guī)律計(jì)算得出,相比在擬合出的曲線上找特征點(diǎn),此種方法所推算出的結(jié)果誤差更小.
試驗(yàn)所得沖擊功隨熱老化時間的變化如圖3所示.從圖3可以看出,隨著熱老化時間的增加,Z3CN20-09M鋼的Wiu、Wa、Wt均逐漸減小,經(jīng)熱老化15 000 h后,裂紋不穩(wěn)定擴(kuò)展起始功Wiu、裂紋不穩(wěn)定擴(kuò)展終止功Wa和沖擊總功Wt分別下降了35.68%,50.02%和53.18%.另外還可以看出,熱老化時長小于5 000 h,特別是小于3 000 h時,Wiu、Wa、Wt的降幅較大,分別為22.7%,29.8%和32.9%,這同樣和熱老化3 000 h后鋼中鐵素體的調(diào)幅分解有關(guān).當(dāng)熱老化時超過10 000 h時,Z3CN20-09M鋼的Wiu、Wa、Wt下降幅度明顯趨緩,這是由于熱老化時長超過10 000 h時,鋼中鐵素體調(diào)幅分解充分進(jìn)行和調(diào)幅結(jié)構(gòu)進(jìn)一步粗化所致.這與2.1節(jié)中沖擊力的變化規(guī)律相類似.
圖3 熱老化時長對Z3CN20-09M鋼沖擊功的影響
同時圖3還顯示,Z3CN20-09M鋼的裂紋擴(kuò)展功Wt-Wiu隨熱老化時長變化較小,經(jīng)15 000 h熱老化后僅降低了16.81%.研究顯示[17],長時間加速熱老化后,Z3CN20-09M鋼鐵素體相因調(diào)幅分解出現(xiàn)了明顯的脆化,裂紋優(yōu)先在鐵素體內(nèi)部形成,進(jìn)而造成了裂紋不穩(wěn)定擴(kuò)展起始功Wiu的大幅度降低.但Z3CN20-09M鋼中的鐵素體相含量不超過20%,裂紋擴(kuò)展主要在奧氏體相中進(jìn)行.由于奧氏體相的力學(xué)性能隨著熱老化時長的變化較小[7-9〗,故長時熱老化對Wt-Wiu影響不大.因此,可看出,Z3CN20-09M鋼沖擊性能的劣化主要表現(xiàn)為裂紋不穩(wěn)定擴(kuò)展功Wiu的降低.
圖4為Z3CN20-09M鋼經(jīng)400 ℃模擬工況介質(zhì)下不同時長熱老化后沖擊斷口的宏觀及微觀形貌.從圖4(a)、4(c)、4(e)、4(g)、4(i)可以看出,在0~15 000 h時長的熱老化過程中,Z3CN20-09M鋼沖擊斷口的宏觀形貌的沖斷區(qū)域面積逐漸變大,粗糙不平的斷口表面也逐漸變得平滑,也即脆性逐漸增大,這與示波沖擊試驗(yàn)所得沖擊力特征值和沖擊功特征值的變化規(guī)律一致.沖擊斷口微觀形貌如圖4(b)、4(d)、4(f)、4(h)和4(j)所示,由圖4(b)可以觀察到未被熱老化試樣的沖擊斷口為大量被拉長的大而深的韌窩,且在韌窩底部可觀察到第二相粒子,屬于微孔聚集型韌性斷裂模式,這是由于未被熱老化的材料具有較好的塑性特征;由圖4(d)可觀察到,當(dāng)熱老化時長達(dá)3 000 h時,斷口可見到部分撕裂棱特征,以及準(zhǔn)解理臺階,這是由于鐵素體相的脆性逐漸增大以及試樣在沖斷過程中出現(xiàn)位錯滑移以及孿生變形導(dǎo)致;熱老化時長達(dá)5 000 h時,如圖4(f)所示,斷口韌窩較小,出現(xiàn)解理臺階,試樣的韌性逐漸降低脆性增大;熱老化長達(dá)10 000 h時,如圖4(g)所示,沖擊斷口有明顯的解理臺階,同時還可觀察到魚骨狀花樣以及沿晶斷裂的特征,這與沖擊試驗(yàn)所得沖擊力和沖擊功特征值結(jié)果變化規(guī)律一致,即試樣的沖擊性能明顯降低,是因?yàn)樵跊_擊載荷作用下,裂紋在鐵素體內(nèi)萌生并快速擴(kuò)展,鐵素體相發(fā)生解理斷裂,接著裂紋
圖4 不同熱老化時長后試樣沖擊斷口形貌
擴(kuò)展到奧氏體相,奧氏體相被撕裂,最后統(tǒng)一形成宏觀裂紋;熱老化時長達(dá)15 000 h時,如圖4(j)所示,試樣的斷口形貌與熱老化10 000 h后的試樣較為接近,解理特征更加明顯,奧氏體相的撕裂棱特征變化不再明顯,此時出現(xiàn)熱老化飽和跡象.經(jīng)模擬工況熱老化后的沖擊斷口微觀特征總體表現(xiàn)為由微孔聚集型斷裂逐漸向準(zhǔn)解理和解理斷裂過渡.
1) Z3CN20-09M鋼的沖擊力特征值Fm、Fiu和Fgy均隨熱老化時間的延長而增大,而Fiu與Fm的差值在不同的熱老化時間下保持不變.
2) Z3CN20-09M鋼的沖擊功特征值隨著熱老化時間的延長而大幅降低,熱老化時長超過10 000 h后沖擊功特征值降低幅度減小.另外,熱老化對Z3CN20-09M鋼的Wt-Wiu影響不大,其沖擊性能的劣化主要表現(xiàn)為裂紋不穩(wěn)定擴(kuò)展功Wiu的降低.
3) 隨著熱老化時間的延長,Z3CN20-09M鋼的斷裂方式由以韌窩為特征的微孔聚集型韌性斷裂逐漸向以撕裂棱和解理臺階為特征的準(zhǔn)解理斷裂過渡.
參考文獻(xiàn):
[1]張生玲,李強(qiáng).低碳約束下中國核電發(fā)展及其規(guī)模分析[J].中國人口資源與環(huán)境,2015,25(6):47.
ZHAGN Shengling,LI Qiang.China’s Nuclear Power Development and Its Scale Analysis Under Low Carbon Constraints[J].China’s Population Resources and Environment,2015,25(6):47.
(in Chinese)
[2]張明.試論核原料的生產(chǎn)原理及設(shè)備[J].中國科技投資,2017(6):19.
ZHANG Ming.The Production Principle and Equipment of Nuclear Raw Materials[J].Chinese Technology Investment,2017(6):19.(in Chinese)
[3]殷雄.大亞灣核電站安全運(yùn)行十五年的基本經(jīng)驗(yàn)[J].中外能源,2010,15(10):24.
YIN Xiong.The Basic Experience of Safe Operation of Daya Bay Nuclear Power Plant for 15 Years[J].China and Foreign Energy Journal,2010,15(10):24.(in Chinese)
[4]王玉明,黃偉峰,李永健.核電站一回路用機(jī)械密封[J].摩擦學(xué)學(xué)報,2011,31(4):408.
WANG Yuming,HUANG Weifeng,LI Yongjian.Mechanical Seal of the Nuclear Power station[J].Journal of Tribology,2011,31(4):408.(in Chinese)
[5]王西濤,李時磊.核電用鋼的研究現(xiàn)狀及發(fā)展趨勢[J].新材料產(chǎn)業(yè),2014(7):2.
WANG Xitao,LI Shileil.Research Status and Development Trend of Nuclear Power Steel[J].New Material Industry,2014(7):2.(in Chinese)
[6]王毓.核電用鑄造雙相不銹鋼熱老化行為研究[D].西安:西安工業(yè)大學(xué),2009.
WANG Yu.Study on Thermal Aging Behavior of Nuclear Power Casting Double Phase Stain Less Stell[D].Xi’an:Xi’an Technological University,2009.
(in Chinese)
[7]寸飛婷,要玉宏,金耀華,等.模擬工況熱老化對Z3CN20-09M鋼組織與性能的影響[J].西安工業(yè)大學(xué)學(xué)報,2016,36(6):490.
CUN Feiting,YAO Yuhong,JIN Yaohua,et al.The Effect of Thermal Aging on the Structure and Properties of Z3CN20-09M Steel[J].Journal of Xi’an Technological University,2016,36(6):490.(in Chinese)
[8]LI S L,WANG X,WANG Y,et al.Effects of Thermal Aging on Micrco-mechanical Properties and Impact Fracture Behavior of Z3CN20-09M Stainless Steels[J].Acta Metallurgica Sinica,2011,47(6):751.
[9]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.
[10]CHANDRA K,KAIN V,BHUTANI V,et al.Low Temperature Thermal Aging of Austenitic Stainless Steel Welds:Kinetics and Effects on Mechanical Properties[J].Materials Science & Engineering A,2012,534(1):163.
[11]王正品,張顯林,要玉宏,等.模擬工況熱老化對核電不銹鋼力學(xué)性能的影響[J].西安工業(yè)大學(xué)學(xué)報,2017,37(4):304.
WANG Zhengpin,ZHANG Xianlin,YAO Yuhong,et al.Effect of Thermal Ageing at Simulation Working Condition on Mechanical Properties of Z3CN20-09M Steels[J].Journal of Xi’an Technological University,2017,37(4):304.(in Chinese)
[12]王靜.核一級管道用不銹鋼模擬工況耐腐蝕行為研究[D].西安:西安工業(yè)大學(xué),2016.
WANG Jing.Corrosion Behavior of Duplex Stainless Steel for PWR Primary Loop Under Simulation Working Condition[D].Xi’an:Xi’an Technological University,2016.(in Chinese)
[13]KAWAGUCHI S,SAKAMOTO N,TAKANO G,et al.Microstructural Changes and Fracture Behavior of CF8M Duplex Stainless Steels after Long-term Aging[J].Nuclear Engineering & Design,1997,174(3):273.
[14]李時磊,王西濤,王艷麗,等.400 ℃長期熱老化處理對核電站主管道材料性能的影響[C]//2011中國材料研討會論文摘要集,北京:中國材料研究學(xué)會,2011.
LI Shilei,WANG Xitao,WANG Yanli,et al.400 ℃ Heat Aging Treatment on the Properties of the Nuclear Power Plant Main Material for a Long Time[C]//2011 Chinese Material Symposium Abstract Set,Beijing:Chinese Materials Research Society,2011.(in Chinese)
[15]中國國家標(biāo)準(zhǔn)化管理委員會.鋼材 夏比V型缺口擺錘沖擊試驗(yàn) 儀器化試驗(yàn)方法:GB/T 19748-2005[S].北京:中國標(biāo)準(zhǔn)出版社,2005.
Standardization Administration of China.Steel-Charpy V-notch Pendulum Impact Test-Instrumented Test Method:GB/T19748-2005[S].Beijing:China Standard Press,2005.(in Chinese)
[16]European Standards Institude.Steel-charpy V-notch Pendulum Impact Test-instrumented Test Method:ISO 14556-2000[S].Switzerland:International Organization for Standardization,2000.
[17]WANG Y,YAO Y H,WANG Z P,et al.Thermal Ageing on the Deformation and Fracture Mechanisms of a Duplex Stainless Steel by Quasi in-situ Tensile Test Under OM and SEM[J].Materials Science & Engineering A,2016,666:184.
[18]YAO Y H,WEI J F,WANG Z P.Effect of Long-Term Thermal Aging on the Mechanical Properties of Casting Duplex Stainless Steels[J].Materials Science & Engineering A,2012,551(31):116.