Page 26 - 理化检验-物理分册2023年第八期
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DOI : 10.11973 / lh jy -wl202308003

               奥氏体不锈钢中铁素体含量的金相法测定标准解析





                                                 燕春光, 王 怡, 徐海涛


                                      ( 中国原子能科学研究院 核工程设计研究所, 北京 102413 )
                    摘 要: 为了更好地理解并确定奥氏体不锈钢中铁素体含量的测定要求, 简要介绍了奥氏体不
                 锈钢中δ铁素体与α铁素体的形成及其对力学性能的影响, 概述了俄罗斯标准中奥氏体不锈钢铁

                 素体含量测定的内容, 梳理了奥氏体不锈钢中铁素体含量的金相法测定标准 GB / T13305 — 2008
                 的发展历史, 并分析了该标准存在的一些问题, 最后对 GB / T13305 — 2008标准中存在的问题提出

                 了修改建议。



                    关键词: 奥氏体不锈钢; 铁素体; 金相法; 标准

                    中图分类号: TB31 ; TG115.2   文献标志码: A   文章编号: 1001-4012 ( 2023 ) 08-0010-04

                       Standardanal y sisofferritecontentinausteniticstainlesssteel

                                             b ymetallo g ra p hicmethod

                                             YANChun g uan g WANGYi , XUHaitao
                                                          ,

                     ( De p artmentofNuclearEn g ineerin gDesi g n , ChinaInstituteofAtomicEner gy , Bei j in g 102413 , China )


                     Abstract : Inordertobetterunderstandanddeterminethere q uirementsforthedeterminationofferrite

                contentinausteniticstainlesssteel , theformationofδferriteandαferriteinausteniticstainlesssteelandits

                influenceonmechanical p ro p ertieswerebriefl y introduced.Thecontentofthestandardforthedeterminationof

                ferritecontentinausteniticsteelin Russia wassummarized.Thedevelo p menthistor yofthestandard GB / T

                13305 — 2008forthedeterminationofferritecontentinausteniticstainlesssteelb y metallo g ra p hicmethodwas

                sortedout , andsomep roblemsofthestandard wereanal y zed.Finall y , somesu gg estionsfor modif y in gthe

                p roblemsinthestandardGB / T13305 — 2008were p utforward.


                     Ke y words : austenitestainlesssteel ; ferrite ; metallo g ra p hicmethod ; standard
              与压水堆、 沸水堆相比, 第四代核能系统更加高                          了5种在蠕变温度下许用的合金, 主要有304不锈
            效、 经济、 安全。然而, 用于第四代核能系统的材料                         钢、 316不锈钢、 800H 钢、 2.25Cr1Mo钢、 9Cr-1Mo-
            经受着更高的服役温度、 更大的中子辐照剂量以及                            V 钢等, 而 RCC-MRx中规定, 在蠕变温度下许用的
            更强的冷却剂腐蚀作用, 因此对材料高温下的强度、                           合金 有 304 不 锈 钢、 304L 不 锈 钢、 316L 不 锈 钢
            蠕变疲劳性能与低温下的断裂韧性提出了更高的要                             等 [ 2 ] 。 304 、 316 奥氏体不锈钢具有良好的高温性
            求。同时, 不同堆型所选用材料的种类也各有不                             能、 耐腐蚀性能及焊接性能, 在第四代核能系统中得
            同  [ 1 ] 。                                         到了广泛应用      [ 3 ] 。
                RCC-MRx ( 核装置机械部件设计和建造规则)                          作为高温服役条件下材料的重要力学性能指
            规定, 进行蠕变性能的鉴定时关注的参数有加载期                            标之一   [ 4 ] , 持久断裂强度与化学成分、 晶粒度、 铁
            间的伸长率、 持久寿命、 持久伸长率、 持久断面收缩                         素体及服役环境等因素有关               [ 5 ] 。由相 关 文 献 可

            率等。 ASMEBPVC第III卷第1册 NH 分册规定                       知: 在焊接过程中, 焊缝快速冷却, 焊缝中形成非
                                                               均匀分布的δ铁素体可有效防止材料发生热裂                       [ 6 ] ;
                收稿日期: 2023-03-27
                                                               在铸锭浇注时, 非平衡凝固造成的成分偏析使母
                作者简介: 燕春光( 1987- ), 男, 博士, 高级工程师, 主要从事反
                                                               材中残留δ铁素体, 即使该铸锭成分处于单相奥氏
            应堆高温设备用不锈钢的研发与设计工作
                                                               体区, 在后续的变形与热处理中也难以彻底消除 δ
                通信作者: 徐海涛, xu _ sea2000@163.com
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