奥氏体不锈钢具有良好的耐腐蚀性能、力学性能、加工性能和焊接性能，广泛用作压水堆核电站堆内构件材料，其组织主要为奥氏体相。为了避免奥氏体不锈钢在焊接过程中于熔合区产生热裂纹 ，室温下其焊缝组织中会存在5%～12%(质量分数)的铁素体。早期的研究表明，铁素体不锈钢长期在核电站运行温度(280～325℃)下的服役过程中，铁素体相会Spinodal分解成富含铁的α相和富含铬的α相，导致其断裂韧性严重下降。

　　国内外已对压水堆铸造奥氏体不锈钢 (CASS)主管道热老化问 题进行了深入研究，结果表明，CASS在核电站运行温度下的长期服役过程中，铁素体相极易发生热老化脆化，导致材料的韧性降低、硬度增大;在低温老化时铁素体中会发生沉淀相析出，在更高的温度下，G相将在铁素体中析出，富铬的M23C6沉淀相将在奥氏体和铁素体界面上析出。

　　目前，国外已对压水堆核电站 CASS的热老化性能和机理开展了大量研究，在很大程度上指导了现役核电站主管道 的热老化管理，降低了热老化脆化造成的风险。 但到目前为止，国内很少有人关注堆内构件用奥氏体不锈钢焊缝的低温热老化脆化行为 ，也未见关于奥氏体不锈钢焊缝在核电站运行温度下长期服役过程 中的微观组织和力学性能变化的相关报道。

　　另外由于实际服役条件下不锈钢焊缝的热老化速度很缓慢，因此开展服役温度下的热老化研究存在很大困难，加之温度低于400℃的热老化机理与服役温度(320℃)下的热老化机理相同。 因此作者拟开展304不锈钢焊缝在325，365，400℃下的加速热老化试验，研究其热老化不同时间后的组织和性能，希望为压水堆核电站堆内构件的热老化性能评价和热老化管理提供技术依据。

　　1 试样制备与试验方法

　　1.1 试样制备

　　试验材料为中国第一重型机械集团公司生产的压水堆堆内构件材料304奥氏体不锈钢，焊丝材料和焊接方式均与实际堆内构件的相同。焊接形式为板材对接焊，板材厚度为40mm，坡口形式为V型， 焊丝为1.2mm的308L不锈钢，焊接工艺为热丝TIG(钨极氩弧焊)自动焊，焊接速度和电压分别为140mm·min-1和11V。304锈钢和308L焊丝的化学成分见表1，304不锈钢的室温拉伸性能如表2所示。

表 1 304奥氏体不锈钢和 308L 焊丝的化学成分(质 量分数)

表 2 304奥氏体不锈钢的室温拉伸性能

　　如图1所示截取70 mm×40 mm×20 mm的试样(焊缝位于试样中心)进行热老化试验 ，将其置于KSL1200M型箱式热老化炉中 ，分别升温至和焊接方式均与实际堆内构件的相同。焊接形式为板材对接焊，板材厚度为40mm，坡口形式为V型， 焊丝为1.2 mm 的308L不锈钢，焊接工艺为热丝TIG(钨极氩弧焊 )自动焊，焊接速度和电压分别为140 mm·min-1和11V。304不锈钢和308L 焊丝的化学成分见表1，304 不锈钢的室温拉伸性能如表2所示。

　　如图1所示截取70mm×40mm×20mm的试样(焊缝位于试样中心)进行热老化试验 ，将其置于KSL1200 M 型箱式热老化炉中 ，分别升温至25，365，400 ℃，升温速率为 10 ℃ · min-1，热老化时间分别为 0，1000，3000，6000h，冷却方式空冷。

　　图 1 夏比冲击试样和拉伸试样的取样示意

　　1.2 试验方法

　　在热老化前后的试样上截取20mm×10mm× 10 mm 的焊缝金属，经机械抛光和5g三氯化铁50mL浓盐 酸 +100mL水腐蚀 后，采用奥林巴斯GX71型光学显微镜观察显微组织;采用 Fischer FERITSCOPE MP30 型铁素体仪测 铁素体相的体积分数;采用JEOLJXA8100 型电子探针测奥氏体 和铁素体中主要合金元素的含量;采用FM-700型显微硬度仪测焊缝 的显微硬度，载荷为0.25 N，保载 时间为20s;采用JB-300S型冲击试验机和WDW-100C型电子万能试验机分别测焊缝的室温冲击功和拉伸性能 (均 取2件平行试样的平均值 )，从70 mm×40 mm×20 mm 试样的1/4T处切取标 准夏比冲击试样以及截面积为4.0 mm×1.8 mm、标距为8mm的拉伸试样，如图1所示，冲击试验和拉伸试验分别按照 GB/T229-2007《金属材料夏比摆锤冲击试验方法》和GB/《金属材料拉伸试验第1部分：室温试验方法 》进行，拉伸试验的加载速率为0.1kN·s-1，焊缝位于试样的中心位置。

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