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17-4PH不锈钢因其优异的力学性能及在海水和酸环境中良好的耐腐蚀性能,而被广泛用于制造压水堆核电站二回路主蒸汽隔离阀(MISV)的阀杆。但是在二回路汽水环境(温度283℃)下长期服役后,该钢会发生热老化脆化现象,进而威胁核电站二回路结构完整性和整个压水堆核电站的安全运行。因此,有必要对模拟工况条件热老化过程中17-4PH钢的组织结构、力学性能与腐蚀性能的变化规律进行研究,揭示其热老化行为与机理,为核电站的安全稳定运行提供技术支持。本文在温度为350℃,压力为16.5MPa模拟二回路汽水环境的高温高压反应釜中对17-4PH不锈钢开展加速热老化试验,利用金相显微镜、扫描电镜、透射电镜、X射线衍射仪、布氏硬度机、拉伸试验机、冲击试验机以及电化学工作站对经不同时长热老化后17-4PH钢的显微组织、布氏硬度、室温拉伸性能、室温冲击性能和电化学腐蚀性能进行了研究,并通过扫描电镜对拉伸和冲击后的断口形貌进行了观察,分析了热老化对其断裂机理的影响。获得了以下主要结论:原始态17-4PH钢的组织由板条马氏体和在板条界的奥氏体(体积分数约占16.7%)以及直径在0.65μm～0.70μm的球状Nb C颗粒组成,马氏体板条内为细小弥散的纳米级ε-Cu相和高密度位错。在热老化5000小时过程中,马氏体板条和奥氏体均未发生显著变化。亚结构变化主要包括:热老化初期(热老化前1000小时)马氏体板条内ε-Cu相的析出。当热老化时长达到1000小时后,ε-Cu相平均间距和颗粒直径达到最小,同时马氏体板条内出现由富Fe的α相和富Cr的α’相组成的等间距黑白相间的层片状调幅组织。之后随热老化时间继续增加时,ε-Cu逐渐熟化,调幅分解充分进行。Nb C颗粒则在整个热老化过程中以较低速率逐渐长大。在热老化5000小时过程中17-4PH不锈钢的布氏硬度、屈服强度、抗拉强度分别增加了25.96%,21.42%和19.36%;延伸率和面缩率分别下降了30.43%和27.42%,更重要的是冲击能量降低了81.05%;拉伸断口结果表明,热老化使颈缩和剪切唇区面积减小,纤维区内韧窝的尺寸和深度减小,这表明不锈钢的塑性降低;冲击断口结果表明,热老化导致启裂区和剪切唇面积减小,裂纹扩展区面积增大,且扩展区内的断裂模式由微孔聚集型转变为准解理断裂,表现出明显的脆化现象。这些力学性能和断裂方式的变化主要与热老化过程中ε-Cu的析出与熟化,马氏体基体调幅分解形成富Cr的α’相以及Nb C的长大有关。随热老化时间的增加,17-4PH不锈钢在0.6M氯化钠溶液、0.15M、0.3M和0.6M的硫酸溶液和0.1M、0.3M和0.6M的盐酸溶液中的耐腐蚀性能均减弱。这主要与热老化过程中ε-Cu颗粒的析出与熟化,Nb C颗粒的长大以及马氏体发生调幅分解形成富Cr的α’相有关,这些第二相的析出与长大会导致与其相接触的马氏体基体发生溶解,并导致不锈钢耐腐蚀性能下降。另外,随着H~+浓度的增加,不锈钢表面钝化膜腐蚀速率增加,钝化膜厚度减薄,但钝化膜的保护性仍较高。而当电解质溶液中含有Cl~-时,一方面由于Cl~-易于占据钝化膜内的氧空位并促进氧空位形成,致使钝化膜厚度和致密度下降,加速了不锈钢的腐蚀。另一方面Cl~-会以闭塞电池的形成导致腐蚀坑的扩展,并在不锈钢表面形成大尺寸点蚀坑。