304奥氏体不锈钢焊缝低温热老化后的显微组织与力学性能

　　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分解成富含铁的相和富含铬的相，导致其断裂韧性严重下降。

　　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。

　　1.1试样制备

　　表2304奥氏体不锈钢的室温拉伸性能

　　如图1所示截取70mm40mm20mm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。

　　1.2试验方法

　　2试验结果与讨论

　　原始焊缝由奥氏体相和铁素体相组成，铁素体为蠕虫状、带状形貌，如图2(a)所示;在不同温度热老化6000h后，焊缝组织未发生明显变化，仍由奥氏体相和铁素体相组成，形貌亦基本未变，热老化后焊缝组织的典型形貌如图2(b)所示。

　　(a)热老化前(b)400℃热老化6000h

　　由表3可见，热老化前后，焊缝中铁素体相和奥氏体相的主要组成元素相同，均主要为铁、铬、镍、锰、硅;此外，热老化前后铁素体相中的铬含量均较高，而奥氏体相中的镍、锰含量均较高，各元素在两相中的分布没有明显变化。

　　2.2力学性能

　　图3304奥氏体不锈钢焊缝及奥氏体显微硬度与热老化时间的关系曲线

　　2.2.2冲击功

　　图4304奥氏体不锈钢焊缝在不同温度热老化6000h前后的冲击功

　　由表4可以看出，与热老化前相比，304奥氏体不锈钢焊缝在325，365，400℃热老化6000h后的力学性能变化不大，抗拉强度和屈服强度均只有小幅增加，伸长率则有小幅降低，这与Vitek等[11]的研究结果相符。此外，热老化温度越高，焊缝力学性能的变化就越大;拉伸断口均位于焊缝区。

　　(1)304奥氏体不锈钢焊缝在325，365，400℃热老化前后的组织均由奥氏体相和铁素体相组成，且均为蠕虫状、带状形貌，铁素体相和奥氏体相中的主要元素含量均没有明显变化。

　　(3)与热化前相比，04奥氏体不锈钢焊缝在325，365，400℃热老化6000h后的冲击功显著降低，且热老化温度越高，冲击功越低。