D0I:10.13374/i.issnl00113.2008.10.002 第30卷第10期 北京科技大学学报 Vol.30 No.10 2008年10月 Journal of University of Science and Technology Beijing 0t.2008 Z3CN2009M铸造奥氏体不锈钢的热老化机理 李时磊王艳丽程路王西涛林志陈国良 北京科技大学新金属材料国家重点实验室，北京100083 摘要研究了牌号为Z3CN2009M的铸造奥氏体不锈钢在400℃下老化时间为100~3000h时的纳米压入硬度和铁素体 含量的变化规律，并用透射电镜和场发射扫描电镜观察了老化后样品的组织结构·实验结果表明，该材料在3000h内的热老 化脆化现象是由铁素体相区内发生调幅分解引起的· 关键词铸造奥氏体不锈钢：压入硬度；铁素体含量：调幅分解 分类号TG142.1 Thermal aging mechanism of Z3CN20-09M cast austenite stainless steel LI Shilei.WANG Yanli,CHENG Lu,WA NG Xitao,LIN Zhi,CHEN Guoliang State Key Laboratory for Advanced Metals and Materials.University of Science and Technology Beijing.Beijing 100083.China ABSTRACT Z3CN20-09M cast austenite stainless steel was aged at 400C for 100-3000 h and the change law of nano indenter hardness and ferrite content was investigated.Its microstructure after being aged was observed by both TEM and SEM.The results showed that the thermal aging embrittlement was induced by spinodal decomposition in ferrite. KEY WORDS casting austenite stainless steel (CASS):indenter hardness:ferrite content:spinodal decomposition 铸造奥氏体不锈钢（简称CASS)由于具有强度 渐加重，最终导致材料热老化失效，在本文实验中， 高、耐蚀耐热性能好、焊接性能优异等特点广泛应用 样品为取材于压水堆核电站主管道的Z3CN20一 于制造核电站反应堆中各个关键部件，而获得这些 O9M铸造奥氏体不锈钢，在高于实际服役温度条件 优良性能的一个重要原因就是铁素体相和奥氏体相 下(400℃)加速老化，通过分析不同老化时间后样 组成的双相结构，由于铁素体含量过多也会给铸造 品的微观力学性能与微观组织结构来研究该材料的 奥氏体不锈钢带来延展性降低和热老化敏感等问 热老化机理. 题，为此，在“RCC-M法国压水堆核电站核岛机械设 备设计建造规则中对离心铸造主管道的铁素体含 1实验方法 量要求控制在12%~20%)].铁素体相的存在使 本文的铸造奥氏体不锈钢是反应堆一回路系统 在280~320℃的温度条件下长时间服役的铸造奥 中主泵与压力容器相连接的管道部件，由离心铸造 氏体不锈钢反应堆部件更倾向于发生热老化脆化， 而成，实际服役温度为280~320℃，化学成分见 随着运行时间的增长，铁素体由相变引起的脆化逐 表1. 表1实验中铸造奥氏体不锈钢材料的化学成分（质量分数） Table I Chemical composition of casting austenite stainless steel used in experiment % C Si Mn P Cr 专 Mo Cu Co N 6 0.027 0.014 1.27 1.13 0.023 20.19 8.92 0.21 0.094 0.0440.0310.0004 收稿日期：2007-10-17修回日期：2008-01-03 基金项目：国家重点基础研究发展计划资助项目(N。,2006CB605005) 作者简介：李时磊(1982-)，男，硕士研究生；王艳丽(1964一)，女，副教授，E mail:wangyl@skl-ustb.edu:cmZ3CN20－09M 铸造奥氏体不锈钢的热老化机理 李时磊 王艳丽 程 路 王西涛 林 志 陈国良 北京科技大学新金属材料国家重点实验室‚北京100083 摘 要 研究了牌号为 Z3CN20－09M 的铸造奥氏体不锈钢在400℃下老化时间为100～3000h 时的纳米压入硬度和铁素体 含量的变化规律‚并用透射电镜和场发射扫描电镜观察了老化后样品的组织结构．实验结果表明‚该材料在3000h 内的热老 化脆化现象是由铁素体相区内发生调幅分解引起的． 关键词 铸造奥氏体不锈钢；压入硬度；铁素体含量；调幅分解 分类号 TG142∙1 Thermal aging mechanism of Z3CN20-09M cast austenite stainless steel LI Shilei‚W A NG Y anli‚CHENG L u‚W A NG Xitao‚LIN Zhi‚CHEN Guoliang State Key Laboratory for Advanced Metals and Materials‚University of Science and Technology Beijing‚Beijing100083‚China ABSTRACT Z3CN20-09M cast austenite stainless steel was aged at 400℃ for 100－3000h and the change law of nano indenter hardness and ferrite content was investigated．Its microstructure after being aged was observed by both T EM and SEM．T he results showed that the thermal aging embrittlement was induced by spinodal decomposition in ferrite． KEY WORDS casting austenite stainless steel （CASS）；indenter hardness；ferrite content；spinodal decomposition 收稿日期：2007-10-17 修回日期：2008-01-03 基金项目：国家重点基础研究发展计划资助项目（No．2006CB605005） 作者简介：李时磊（1982－）‚男‚硕士研究生；王艳丽（1964－）‚女‚副教授‚E-mail：wangyl＠skl．ustb．edu．cn 铸造奥氏体不锈钢（简称 CASS）由于具有强度 高、耐蚀耐热性能好、焊接性能优异等特点广泛应用 于制造核电站反应堆中各个关键部件‚而获得这些 优良性能的一个重要原因就是铁素体相和奥氏体相 组成的双相结构．由于铁素体含量过多也会给铸造 奥氏体不锈钢带来延展性降低和热老化敏感等问 题‚为此‚在“RCC-M 法国压水堆核电站核岛机械设 备设计建造规则”中对离心铸造主管道的铁素体含 量要求控制在12％～20％［1－5］．铁素体相的存在使 在280～320℃的温度条件下长时间服役的铸造奥 氏体不锈钢反应堆部件更倾向于发生热老化脆化‚ 随着运行时间的增长‚铁素体由相变引起的脆化逐 渐加重‚最终导致材料热老化失效．在本文实验中‚ 样品为取材于压水堆核电站主管道的 Z3CN20－ 09M 铸造奥氏体不锈钢‚在高于实际服役温度条件 下（400℃）加速老化‚通过分析不同老化时间后样 品的微观力学性能与微观组织结构来研究该材料的 热老化机理． 1 实验方法 本文的铸造奥氏体不锈钢是反应堆一回路系统 中主泵与压力容器相连接的管道部件‚由离心铸造 而成‚实际服役温度为280～320℃‚化学成分见 表1． 表1 实验中铸造奥氏体不锈钢材料的化学成分（质量分数） Table1 Chemical composition of casting austenite stainless steel used in experiment ％ C S Si Mn P Cr Ni Mo Cu Co N B 0∙027 0∙014 1∙27 1∙13 0∙023 20∙19 8∙92 0∙21 0∙094 0∙044 0∙031 0∙0004 第30卷 第10期 2008年 10月 北 京 科 技 大 学 学 报 Journal of University of Science and Technology Beijing Vol．30No．10 Oct．2008 DOI:10．13374／j．issn1001－053x．2008．10．002