316LN锻造控氮奥氏体不锈钢热老化与应力腐蚀开裂敏感性研究

本项目研究热老化对第三代核电站主管道用锻造控氮奥氏体不锈钢微观结构及应力腐蚀开裂敏感性（SCC）的影响，对主管道制造和运行管理极具实用价值。采用模拟热老化试验，研究微观组织结构、间隙原子C（N）的分布变化规律。在模拟压水堆高温高压水化学环境下，采用慢应变速率拉伸试验机进行核级316LN的SCC试验，应用背散射电子衍射（EBSD）、三维原子探针（3DAP）等先进手段，分析SCC裂纹源区域的微区成分、位相和位错结构，分析热老化与SCC敏感性的相关性规律。区别于第二代核电站铸造不锈钢主管道材料铁素体引发热老化，锻造奥氏体不锈钢铁素体量较少，随着老化进程，固溶后均匀分布的碳氮等间隙原子发生富集、偏聚，断裂韧性下降，SCC敏感性增加。本项目从原子尺度研究热老化影响SCC的机理，可拓展SCC机理研究领域并发展老化评估新方法。为核电站安全运行及老化管理提供试验数据和理论依据。

本课题针对第三代核反应堆锻钢主管道用316LN核结构材料，研究了350℃热老化处理的组织亚结构和物理性能的演变，及其对高温高压水环境下的应力腐蚀敏感性（SCC Susceptibility）的影响规律。. 制备不同固溶热处理状态和经历不同时长热老化处理的样品，在模拟压水堆高温高压水化学环境下进行核级316LN的SCC试验，试验温度315℃，腐蚀溶液为：去离子水[σ]＜10-1μs/cm；H3BO4、LiOH等的浓度完全模拟核电站主管道水溶液环境，即[B]=1200ppm，[Li]=2ppm，[Cl-]=5ppm和[O]= 8ppm。研究工作主要采用慢应变速率拉伸试验方法（SSRT），以SCC敏感性指数Ids 和Ig来表征SCC敏感性，研究SCC敏感性与核材料化学成份、热加工条件及其组织状态之间的关联关系。为了深入分析微观组织特征，并探讨SCC机理，运用了电子背散射衍射（EBSD）、三维原子探针（3DAP）和透射电子显微镜（TEM）等先进分析手段，重点检测分析SCC裂纹源区域的微区成分、位相和位错亚结构。. 作为研究工作的基础，系统研究了核结构材料316LN的显微组织和显微亚结构，包括热变形行为研究，动态再结晶，亚动态再结晶和静态再结晶，以及热加工图和热加工晶粒控制方法。获得了固溶处理冷却速度与应力腐蚀开裂敏感性的对应关系。通过不同老化时间的热老化试验，详细研究锻造奥氏体不锈钢的热老化组织、导热性和导电性等物理性能以及强韧性等高温室温力学性能。确认并研究了锻造主管道用奥氏体不锈钢材料的热老化现象，分析探讨了热老化过程与SCC敏感性之间的相关规律。. 特别是通过深入解析热老化处理后试样的微观组织亚结构、间隙原子分布和物理性能变化，分析了锻造奥氏体不锈钢的热老化过程与应力腐蚀机理，不同于铸造主管道由δ铁素体产生调幅分解-铬元素富集引发热老化现象，提出热老化过程中间隙原子的重新分配与偏聚是引起锻钢主管道材料热老化现象的主因的论点，这是热老化机理的另一种解释。慢拉伸试验获得的应力腐蚀敏感性试验研究结果丰富了SCC领域的理论认知，在应力腐蚀敏感性研究领域具有理论创新意义。拓展了SCC研究领域的深度，可为发展老化评估方法提供借鉴，为压水堆核电站热老化管理及安全运行提供了可供参考的试验数据和理论依据。