D0I:10.13374/i.issm1001-053x.2013.05.020 第35卷第5期 北京科技大学学报 Vol.35 No.5 2013年5月 Journal of University of Science and Technology Beijing May 2013 核电主管道铸造不锈钢的热老化脆化 李树肖)，李时磊)，吕绪明，王艳丽)，薛飞2)，王西涛)风 1)北京科技大学新金属材料国家重点实验室，北京100083 2)苏州热工研究院，苏州215004 区通信作者，E-mail:xtwang@ustb.edu,cn 摘要为了研究中国核电主管道铸造不锈钢Z3CN20-09M的热老化，在300、350和400℃下，对Z3CN20-09M进行 了长达30000h的加速热老化实验.对不同热老化时间下的样品进行了冲击性能和铁素体纳米硬度测定.以夏比冲击功 作为热老化脆化参量，利用拟合的方法得出该材料的热老化激活能为51.962 kJ.mol-1.通过热老化因子P得出了用夏 比冲击功表示的热老化脆化动力学公式.利用热老化激活能和热老化动力学公式预测了Z3CN20-09M在实际运行温度 下服役40a内的夏比冲击功和铁素体显微硬度变化.预测结果表明在运行5a内是该材料韧性迅速下降的时期，随后 的运行过程中下降过程趋缓， 关键词核电站；管道：不锈钢；热老化；动力学：夏比冲击试验：纳米硬度 分类号TG142.71 Thermal aging embrittlement of cast stainless steel for nuclear pri- mary pipes LI Shu-xiao),LI Shi-lei),LU Xu-ming!),WANG Yan-li1),XUE Fei2),WANG Xi-tao1) 1)State Key Laboratory for Advanced Metals and Materials,University of Science and Technology Beijing,Beijing 100083,China 2)Suzhou Nuclear Power Research Institute,Suzhou 215004,China Corresponding author,E-mail:xtwangOustb.edu.cn ABSTRACT To study the thermal aging of the nuclear primary pipe material Z3CN20-09M,accelerated thermal aging experiments were performed at 300,350 and 400 C for 30000 h.Charpy impact energy and nanohardness of ferrite phase were tested for samples with different thermally aged time.Taking Charpy impact energy as the standard of thermal aging embrittlement,the thermal aging activation energy of the material was obtained to be 51.962 kJ-mol- by the fitting method.Meanwhile,the thermal aging parameter P was used to describe the kinetics of thermal aging embrittlement with Charpy impact energy.Finally,the Charpy impact energy and nanohardness of the material during 40 operation years at the actual operation temperature were estimated by the thermal aging activation energy and the thermal aging kinetics.The predicted results show that the toughness of the material decreases fast in the early 5 years, and then undergoes a slowly-decreased operation process. KEY WORDS nuclear power plants;pipe:stainless steel;thermal aging;kinetics:Charpy impact testing:nanohard- ness 随着核电技术的发展，人们对于核电站的安全法国压水堆核电站核岛机械设备设计建造规则”要 性越来越关注.核电站一回路压力容器和主管道的 求，主管道所用的铸造奥氏体不锈钢中要含有体积 完整性对核电站的安全起着至关重要的作用.我国分数为12%~20%的铁素体.少量的铁素体有利于铸 在役压水堆核电站中的一回路压力管道以及很多其造性能和焊接性能，同时提高材料的抗应力腐蚀开 他部件都采用铸造奥氏体不锈钢).按照“RCC-M 裂性能2.但是，在服役温度下(280330℃)长期 收稿日期：2012-11-23 基金项目：国家高技术研究发展计划资助项目(2012AA03A507,2012AA050901):国家重大科技专项资助项目(2011ZX06004)第 卷 第 期 年 月 北 京 科 技 大 学 学 报 核 电主管道铸造不锈钢的热老化脆化 李树 肖‘‚李时磊 ‚吕绪明‘‚王艳 丽 ‚薛 飞 ‚王西涛 困 北京科技大学新金属材料国家重点实验室‚北京 苏州热工研究院‚苏州 困 通信作者 ‚ 一 忍 ‘￡ 摘 要 为了研究中国核电主管道铸造不锈钢 一 的热老化‚在 、 和 ℃下‚对 一 进行 了长达 的加速热老化实验 对不同热老化时间下的样品进行了冲击性能和铁素体纳米硬度测定 以夏比冲击功 作为热老化脆化参量 ‚利用拟合的方法得出该材料的热老化激活能为 · 一 通过热老化因子 尸得出了用夏 比冲击功表示的热老化脆化动力学公式 利用热老化激活能和热老化动力学公式预测了 一 在实际运行温度 下服役 内的夏 比冲击功和铁素体显微硬度变化 预测结果表明在运行 内是该材料韧性迅速下降的时期‚随后 的运行过程中下降过程趋缓 关键词 核 电站 管道 不锈钢 热老化 动力学 夏 比冲击试验 纳米硬度 分类号 石了弘、一 ‘‚五了服 一 ‘‚石右瓜 一 。‘‚洲 万 儿 一 ‘‚ 呱 、“‚洲 万‘ 一 。 困 ‚ ‚ ‚ ‚ ‚ 困 ‚ 一 ￡ 一 ‚ ‚ ℃ ‚ 即 · 一 ‚ ‚ ‚ 一 一 一 随着核 电技术 的发展 ‚人们对于核 电站的安全 性越来越关注 核 电站一回路压力容器和主管道 的 完整性对核 电站的安全起着至关重要 的作用 我 国 在役压水堆核电站中的一回路压力管道 以及很多其 他部件都采用铸造奥氏体不锈钢 按照 “ 一 法国压水堆核 电站核岛机械设备设计建造规则 ” 要 求‚主管道所用 的铸造奥 氏体不锈钢 中要含有体积 分数为 的铁素体 少量的铁素体有利于铸 造性能和焊接性能 ‚同时提高材料 的抗应力腐蚀开 裂性能 但是‚在服役温度下 、 ℃ 长期 收稿 日期 一 一 基金项 目 国家高技术研究发展计划资助项 目 ‚ 国家重大科技专项资助项 目 DOI :10．13374／j．issn1001－053x．2013．05．020