一种用高温短时老化性能预测奥氏体不锈钢不同服役温度长时老化性能的方法

1.本发明涉及奥氏体不锈钢技术领域，具体地说是一种用高温短时老化性能预测奥氏体不锈钢不同服役温度长时老化性能的方法。


背景技术：

2.cr-ni-mn系奥氏体不锈钢由于其优良的室温和中高温力学性能、耐腐蚀性能、成形性能以及焊接工艺性能，被广泛应用于核电站的关键部件。随着先进核电技术的不断发展，反应堆的运行温度不断提高，第四代核电反应堆的运行温度均在400℃以上，显著高于压水堆核电的运行温度。此外，第四代核电反应堆的设计寿命一般为40～60年，其主体结构在全寿期内不可更换。高温下，主体结构用cr-ni-mn系奥氏体不锈钢随着服役时间的延长会发生微观组织演变和力学性能退化，从而影响反应堆的安全。因此，如何预测主体结构材料在高温长时服役后的力学性能对反应堆的安全运行和寿命评估极其重要。
3.目前核电反应堆用结构材料的技术标准通常仅对常规力学性能提出指标要求，尚不能完全反映材料经高温长时服役后的性能水平。因此，建立一种加速热老化评价方法，用于准确预测长时服役后的力学性能，进而确定材料在长时服役后的性能是否仍能满足反应堆的安全运行要求。


技术实现要素：

4.本发明的目的在于提供一种用高温短时老化性能预测奥氏体不锈钢不同服役温度长时老化性能的方法，以建立cr-ni-mn系奥氏体不锈钢经加速热老化与不同服役温度长时热老化后的等效关系。
5.为了实现上述目的，本发明的技术方案如下：
6.一种用高温短时老化性能预测奥氏体不锈钢不同服役温度长时老化性能的方法，基于系列热老化温度下cr-ni-mo系奥氏体不锈钢微观组织演变和力学性能退化的影响规律，建立高温加速热老化与服役温度长时热老化的等效关系，提出高温短时性能预测长时性能的评价方法。
7.本发明的预测方法适用于480～760℃，经t1温度加速老化t1时间与经t2温度长时热老化t2时间的等效关系式满足：其中，气体常数r＝8.314j/(mol
·
k)，热老化激活能q＝243.86kj/mol。
8.通过t1温度加速老化t1时间后的室温冲击韧性可预测t2温度长时服役t2时间后的室温冲击韧性，二者冲击韧性相当。
9.本发明的设计思想和原理如下：
10.cr-ni-mo系奥氏体不锈钢通常在固溶处理后使用，经高温长时服役后，合金元素会逐渐从基体中脱溶而形成碳化物、laves相、σ相、χ相等析出相，发生热老化现象，相的析
出行为主要取决于热老化温度和时间。当热老化温度低于480℃时，cr-ni-mo系奥氏体不锈钢在长时服役过程中的热老化非常缓慢，基本不会产生析出相。随着热老化温度的提高，合金元素的扩散速度加快，长时服役过程中，依次发生m
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c6碳化物
→
η相
→
χ相
→
σ相的析出过程，基于研究发现，材料在某一温度区间内的老化机制基本相同，热老化速度随温度的提高而加快。因此，基于阿伦尼乌斯方程，该温度区间内，可以利用加速热老化制度以模拟较低温度长时服役后的组织特征。
11.热老化过程中，脆性相的析出和转变会使得材料的脆性增加。通过热老化对力学性能的影响研究发现，相比于拉伸性能，室温冲击韧性对长期服役过程中的析出相具有很高的敏感性，可准确反映相析出行为。因此，可以利用加速热老化后的室温冲击韧性预测较低温度长时服役后的冲击韧性。
12.本发明的优点及有益效果：
13.1、本发明的一种用高温短时老化性能预测奥氏体不锈钢不同服役温度长时老化性能的方法，可通过加速热老化方法简单且方便地预测cr-ni-mo系奥氏体不锈钢经不同温度长时服役后的性能。
14.2、本发明方法的应用为核电反应堆长寿命使用cr-ni-mo系奥氏体不锈钢等工程材料的性能验收提供判据，解决了材料技术标准通常不能完全反映长时服役后力学性能的问题。
附图说明
15.图1为本发明的750℃加速老化后的室温冲击韧性。
16.图2为本发明的550℃老化不同时间后的室温冲击韧性。
具体实施方式
17.下面结合附图和实施例对本发明进行进一步说明。
18.cr-ni-mn奥氏体不锈钢化学成分的重量百分比为：c：0.039％；n：0.075％；si：0.38％；mn：1.46％；cr：17.57％；ni：12.4％；mo：2.55％；fe余量。采用真空感应炉或保护气氛熔炼炉进行熔炼，制备成分满足要求的铸锭。铸锭去除冒口后在1100～1200℃进行热加工。热加工后，材料在1050～1150℃保温1～2h进行固溶处理。
19.根据本发明的加速热老化与服役温度长时热老化的等效关系式：其中，气体常数r＝8.314j/(mol
·
k)，热老化激活能q＝243.86kj/mol。经750℃加速热老化时间10小时与经550℃服役10000小时具有等效性：热老化后的室温冲击韧性表明，750℃加速热老化时间10小时后的冲击吸收功(166j，见图1与550℃服役10000小时(169.5j，见图2)后的值相当。
20.以此类推，经750℃加速老化时间100小时与经550℃服役100000小时具有等效性：热老化后的室温冲击韧性表明，750℃加速老化时间100小时后的冲击吸收功(107j，见图1)与550℃服役100000小时(108j，见图2)后的值相当。
21.以上所述实例仅为本发明的具体实施方式，但本发明的保护范围并不局限于此，根据本发明的技术方案及其发明构思加以等同替换或改变，都应涵盖在本发明的保护范围
之内。


技术特征：
1.一种用高温短时老化性能预测奥氏体不锈钢不同服役温度长时老化性能的方法，其特征在于：基于系列热老化温度对cr-ni-mo系奥氏体不锈钢微观组织演变和力学性能退化的影响规律，建立高温加速热老化与服役温度长时热老化的等效关系，提出用高温短时老化性能预测长时老化性能的方法。2.按照权利要求1所述的用高温短时老化性能预测奥氏体不锈钢不同服役温度长时老化性能的方法，其特征在于：该预测方法适用于480～760℃，材料在该温度范围内的微观组织演变机制相同。3.按照权利要求1所述的用高温短时老化性能预测奥氏体不锈钢不同服役温度长时老化性能的方法，其特征在于：所述高温加速热老化与服役温度长时热老化的等效关系是指：经t1温度加速热老化t1时间与经t2温度长时热老化t2时间的等效关系式满足公式(1)：公式(1)中，气体常数r＝8.314j/(mol
·
k)，热老化激活能q＝243.86kj/mol。4.按照权利要求3所述的用高温短时老化性能预测奥氏体不锈钢不同服役温度长时老化性能的方法，其特征在于：通过t1温度加速热老化t1时间后的室温冲击韧性可准确预测t2服役温度长时热老化t2时间的室温冲击韧性。

技术总结
本发明公开了一种用高温短时老化性能预测奥氏体不锈钢不同服役温度长时老化性能的方法，属于奥氏体不锈钢领域。本发明通过系列热老化温度对微观组织演变和力学性能退化的影响规律，建立高温加速热老化与服役温度长时热老化的等效关系，等效关系式满足：其中，气体常数R＝8.314J/(mol


技术研发人员：陈胜虎 戎利建 吕新亮 王琪玉 姜海昌 李依依
受保护的技术使用者：中国科学院金属研究所
技术研发日：2021.11.29
技术公布日：2022/3/25