核电站用铸造奥氏体不锈钢的热老化发生的原

国外早期核电站一回路管道大多采用18－8型奥氏体不锈钢。为了进一步延长核电站运行寿命，近几十年来国际上开展了一系列奥氏体不锈钢材料的研究，发现含有一定铁素体相（5％～20％）的α-γ双相组织的铸造奥氏体不锈钢（CASS），能够很好地满足上述要求，现已广泛应用于核电站一回路主管道。但是，虽然随着冶炼和制备等技术的进步，CASS种类不断增多、性能不断提高，但是无论哪种材料在核电一回路系统运行环境下都不可避免地会发生热老化现象。所谓热老化，是指CASS在压水堆一回路系统运行环境288～327℃温度下长期服役时所发生的材料性能退化，即韧性和延性随时间延长而下降、硬度和脆性增加的现象。热老化可导致材料的开裂敏感性增大，韧脆转变温度上升，使脆性断裂的概率增大，威胁核电站的安全运行。为了避免因材料热老化失效而造成的严重事故，保证核电站的安全，同时为核电站延寿管理提供科学依据，必须对CASS的热老化行为进行研究，搞清其机理。

　　根据研究，热老化发生的原因如下：

　　一．发生调幅分解。含Cr合金系中的铁素体相在280～500℃范围内会分解成富铬的α′相和富铁的α相。在475℃长时间时效后可观察到直径约20nm的细小析出物，这种析出物含有80％的Cr，没有铁磁性，为bcc结构，其点阵常数介于Fe和Cr之间。这是具有相同晶体点阵类型、不同成分和性能的两相分离，是依靠上坡扩散而非通常形核机制发生的。这种相分离发生在自由能-成分曲线的拐点之间很窄的区域内，称为调幅分解。因为CASS含有一定量的含Cr铁素体相，所以会发生调幅分解，表现出较明显的475℃脆化现象。

　　二．G相与碳化物沉淀。G相属富Ni、Si的金属间化合物，碳化物是M23C6型，富Cr。G相在铁素体内析出以及碳化物M23C6沿相界沉淀都会使材料的脆性升高，塑性降低，这也是材料发生热老化的一个重要原因。

　　目前国内的热老化研究还处于起步阶段，其结果还远没有应用于实际核电站寿命评估。必须加大研究力度，才能对一回路主管道寿命作出正确评估，进而为核电站延寿提供科学依据。