材料状态对锆合金碘致应力腐蚀的影响(英文)

在不同碘浓度(碘加热温度分别为40℃,65℃,110℃)和流动高纯氩的气氛下,经再结晶退火和消除应力退火的非辐照锆-2和锆-4合金,分别在300℃,350℃和400℃的温度下,进行了单轴拉伸试验,以便了解材料状态、微观组织对锆合金碘致应力腐蚀行为的影响。试验结果表明,在应力腐蚀过程中的初始阶段,由于晶间腐蚀行为与材料微观组织有关,晶粒度对材料应力腐蚀行为(对不同碘浓度)均很敏感;在相同试验温度下,碘浓度增加使裂纹生长加快;随着试验温度提高,裂纹生长速率增加;由于织构影响,再结晶退火材料比消除应力退火的材料好。     

锆合金的碘致应力腐蚀开裂研究(英文)

研究了不同热处理状态的Zr-2和Zr-4合金在不同浓度的碘介质及实验温度下的应力腐蚀开裂(SCC)行为。并对不同织构取向的试样在350℃下进行了蠕变实验,蠕变实验的载荷值选择与SCC实验相对应的一系列典型载荷。用扫描电子显微镜观察了断口特征,用透射电子显微镜和光学显微镜检查了材料的显微组织,用X-光衍射仪测定了锆合金的织构,分析讨论了材料状态、实验温度、碘浓度以及蠕变对锆合金碘致应力腐蚀行为的影响。     

温度对Zr-Sn-Nb合金致应力碘腐蚀开裂的影响

研究了N18和N36锆合金在不同温度下的碘致应力腐蚀开裂(SCC)行为,用扫描电镜进行了断口分析.结果表明,对于再结晶状态的锆合金,随着试验温度升高,KISCC(临界应力强度因子)降低,裂纹萌生所需的应力降低,裂纹萌生所需的时间也变短;对于去应力状态的N18合金,试验温度从300℃增加到350℃,KISCC基本不变,裂纹萌生所需的应力降低,裂纹萌生所需的时间也变短;随着试验温度升高,断口上的腐蚀产物增多.     

周向拉伸条件下的N36锆合金包壳管碘致应力腐蚀开裂

350℃下,对N36锆合金包壳管环形试样施加周向拉伸载荷,绘制碘浓度分别为102、103、104 Pa下的应力-延伸率曲线,研究包壳材料在碘气体(I2)环境下的碘致应力腐蚀开裂(I-SCC)情况。应力-延伸率曲线能够衡量锆合金包壳管发生I-SCC开裂的敏感性:当I-SCC发生时,在曲线中表现为没有明显的颈缩阶段。在应力-延伸率曲线上可以找出I-SCC裂纹萌生、扩展的相应发生阶段。I-SCC降低材料的延伸率和断裂能量,降低程度均随着碘浓度的升高而增加。I-SCC环形试样在周向拉伸过程中产生平行于断口的裂纹沟槽,裂纹起始阶段均为沿晶扩展形式。     

新锆合金碘致应力腐蚀断口研究

利用扫描电镜和EDXA对新锆合金碘致应力腐蚀的断口进行了形貌观察和成分分析。在断口表面发现腐蚀产物、二次裂纹、沿晶开裂和穿晶准解理开裂等应力腐蚀断裂特征,并观察到锆合金碘致应力腐蚀的“沟槽”特征。起裂区为沿晶开裂,在裂纹扩展阶段,开裂以穿晶为主。断口上腐蚀产物的成分主要是氧和锆,局部准解理开裂区域可检测到碘。去应力退火试样上发现了平行轧面的深沟,且沿晶开裂不明显。试验温度升高,断口上的腐蚀产物增多,而且沿晶开裂更容易。碘分压不仅影响腐蚀产物层的厚度,而且碘分压较高时沿晶开裂容易发生。     

锆合金包壳I-SCC性能评价

对N36、Zr-4、X锆合金包壳管环形试样在350、400℃下施加周向拉伸载荷,研究N36锆合金包壳管在10~2 Pa、10~3 Pa、10~4 Pa碘分压、Zr-4及X试样在102Pa碘分压下的碘致应力腐蚀开裂行为。研究发现:在350、400℃下以最大载荷为指标时,N36、Zr-4及X试样在一定碘分压环境中均会发生不同程度的碘致应力腐蚀开裂,断裂能量迅速下降;在相同试验条件下,N36试样的最大载荷和断裂能量下降最慢。     

锆合金氧化膜及基体中氧的扩散

锆合金氧化膜及基体中氧的扩散系数是锆合金腐蚀动力学中的重要参数,目前文献报道的氧在锆及氧化膜中的扩散系数数值差异较大。本文通过真空退火试验,得到不同温度下氧化膜中氧浓度分布,计算了氧在锆合金基体中的扩散系数;通过氧化膜的等效扩散模型,由腐蚀转折前的腐蚀增重曲线,估算锆合金氧化膜中氧的扩散系数,得到Zr-Sn-Nb合金基体中氧的扩散系数随温度的变化规律为D_Zr(cm²/s)=0.18exp(-180 000/RT);通过转折前的腐蚀增重曲线,估算得到氧化膜中氧的扩散系数随温度的变化规律为D_ox(cm²/s)=3×10^-7exp(-101 550/RT)。     

低浓度硼对锆合金缓蚀作用研究

采用动电位极化和电化学阻抗谱法（EIS）研究了核电厂包壳材料锆合金在3种pH值相同的正常硼锂水质中的高温电化学腐蚀行为；采用高压釜腐蚀增重和微观分析等手段研究了锆合金在2种锂浓缩水质中的均匀腐蚀行为。高温电化学腐蚀试验表明:在3种pH值相同的正常硼锂水质中，随着硼浓度的增加， 锆合金的钝化电流密度减少而交流阻抗值增大，硼对减缓锆合金的腐蚀有利。均匀腐蚀试验表明:相对于无硼的锂浓缩水质而言，加硼显著降低了锆合金的腐蚀增重量，减少了氧化膜厚度，并使氧化膜更为致密，对提高锆合金的耐锂浓缩加速腐蚀有明显作用。      

α+β两相区热处理对Zr-Sn-Nb合金微观组织和腐蚀性能的影响

对Zr-Sn-Nb合金在α+β两相区温度下不同工艺热处理后所得样品，在360 ℃/18.6 MPa纯水环境中进行均匀腐蚀试验，并采用扫描电子显微镜（SEM）观察样品微观形貌、聚焦离子束（FIB）和原子力显微镜（AFM）分析腐蚀后样品表面氧化膜。结果表明，Zr-Sn-Nb合金在α+β两相区温度下热处理时，锆合金中会形成条带状β-Zr第二相，再经过α相区温度最终退火后，β-Zr区域会分解为α-Zr和第二相粒子；经α相区最终退火的样品，在360 ℃/18.6 MPa纯水中的耐腐蚀性能优于未经最终退火的样品；未退火样品中条带状β-Zr第二相区域的氧化膜较α-Zr基体的氧化膜厚，而经过α相区温度退火后β-Zr发生分解，该区域的腐蚀氧化膜出现凹陷。     

新锆合金碘致应力腐蚀性能研究

研究了再结晶状态的相同成分，不同织构取向的两块新锆合金板材在不同的实验条件下的抗碘致应力腐蚀性能。用直流电位降法动态监测裂纹的长度并对试样进行了织构的测定、第二相的观察和断口分析结果表明，在实验条件下，N18-2(L-T)抗碘致应力腐蚀的能力优于N18-1(T—L)断口形貌表明，在应力腐蚀裂纹的初始扩展阶段，断口沿晶开裂；在裂纹的稳态扩展阶段，以穿晶准解理扩展为主。     

国产690合金与321不锈钢异种金属焊缝的应力腐蚀行为研究

利用慢应变速率试验,采用非标准的漏斗状试样,对国产690合金与321不锈钢异种金属焊接部位(包括690合金热影响区、焊缝、321不锈钢热影响区)在100 mg/L Cl~(-1)除O_2条件下和100 mg/L Cl~(-1)饱和O_2条件下的应力腐蚀行为进行研究。并通过慢应变速率应力-位移曲线和断口形貌对微观组织、氯离子、氧含量对于材料的应力腐蚀(SCC)的影响进行分析。结果表明:690合金热影响区在100 mg/L Cl~(-1)除O_2条件下不易发生SCC,在100 mg/L Cl~(-1)饱和O_2条件下表现出一定的SCC倾向;321不锈钢热影响区在2种条件下均表现出明显的SCC倾向;690合金热影响区的粗大晶粒不利于塑性变形的晶粒间相互协调,导致了热影响区SCC的倾向增大。     

锆合金在高温高压水中的腐蚀

本文介绍了国产锆-2、锆-4合金在温度大于300℃的水或蒸汽中的腐蚀——氧化与吸氢;认为两种合金耐氧化性能相似,在反应堆工质中使用,具有足够的耐蚀性。水中添加少量氢氧化锂(含锂1—2ppm)或硼酸(含硼800ppm),对合金腐蚀无明显影响。在高温水中,锆-4在腐蚀300天后的吸氢增重约为锆-2的1/3—1/2;而在341℃蒸汽中,锆-4减少吸氢的优越性并不明显。水中加氢增加了锆-4的吸氢速率,但并没有达到妨碍使用的程度。预生氧化膜不能改善合金的耐长期腐蚀性能。具有热流的锆合金管与不锈钢定位架接触处的隙缝会导致危险的局部腐蚀,但在中性水条件下,腐蚀深度很浅,并不影响锆合金的长期使用。     

新型高温锆合金在过热蒸汽中的腐蚀性能

研究了不同含量的Zr-Fe-Cr合金的显微组织及其在500℃,10.3 MPa 过热蒸汽中的耐腐蚀性能.结果表明,Zr-Fe-Cr合金经过真空熔炼、β淬火、真空包覆热轧和冷轧,以及真空退火处理得到的组织主要为α-Zr基体和弥散分布的Zr(Cr,Fe)2粒子.在500℃,10.3 MPa 过热水蒸汽中,含有少量合金元素的Zr-0.2Fe-0.1Cr和Zr-4合金会发生疖状腐蚀,而含有适当Fe、Cr的Zr-Fe-Cr合金为均匀腐蚀.Zr-1.0Fe-0.6Cr合金耐蚀性最好,其耐过热蒸汽腐蚀能力优于N18和Zr-4合金;含Fe、Cr元素不同的锆合金试样由于成分不同,耐腐蚀性能也有明显差别,说明调整合金成分是改善锆合金在500℃,10.3 MPa 过热蒸汽中耐腐蚀性能的主要途径.     

退火处理对Ti—Al—Zr合金拉伸性能和腐蚀行为的影响

评估了退火对Ti-Al-Zr合金拉伸性能和腐蚀行为的影响。在500－800℃的温度范围内退火1小时，使得晶粒和沉淀相粒子尺寸增加。室温拉伸的结果表明，退火温度对强度和塑性几乎没有影响。然而在360℃，pH为9.98的氨水溶液中的腐蚀试验结果表明，抗腐蚀能力与退火温度有关，腐蚀速率随着退火温度的提高而增加。在220天的腐蚀试验期间所吸收的氢含量也随退火温度而增加。这可以归因于富铁沉淀相因退火而长大。建议采用较低的退火温度来得到良好的腐蚀性能，同时使室温拉伸性能下降。     

316NG不锈钢和合金800在含有硫酸盐及氯化物的高温水中应力腐蚀破裂

用SSRT方法研究秦山PWR核电站主管道焊接的316不锈钢和蒸汽发生器传热管Incoloy-800合金的应力腐蚀破裂行为,应变速率均为4.2×10~(-6)/s。316SS的试验温度为315℃,介质为模拟离子交换树脂热分解产物的酸性硫酸盐溶液(几个ppm至1000ppmSO_4~(2-));Incoloy-800的试验温度为270℃,介质为模拟离子交换树脂的热分解产物的酸性硫酸盐溶液(几个ppm至1000ppm SO_4~(2-))以及硫酸盐和氯化物组合的溶液(1000ppm SO_4~(2-),2～1000ppm Cl~-)。结果表明,316SS在上述介质中对穿晶应力腐蚀破裂敏感,Incoloy-800合金在上述介质中对应力腐蚀破裂不敏感。     

Zr-Sn-Nb合金I-SCC腐蚀产物研究

利用SEM和EDXA对Zr-Sn-Nb合金碘致应力腐蚀断口上的腐蚀产物进行了观察分析。结果表明：腐蚀产物的成分主要是氧和锆，只有局部准解理断裂区域可检测到碘，碘与氧在锆基体上竞争吸附，形成不具保护作用的膜．促进局部严重氧化；应力、碘分压、合金成分及热处理状态等因素会影响腐蚀产物的特征，这些影响作用与碘的扩散、合金中第二相的数量以及Zr-I-O体系的化学平衡有关。     

316NG不锈钢和合金800在含有硫酸盐及氯化物的高温水中应力腐蚀破裂(英文)

用SSRT方法研究秦山PWR核电站主管道焊接的316不锈钢和蒸汽发生器传热管Incoloy-800合金的应力腐蚀破裂行为,应变速率均为4.2×10~(-60)/s。316SS的试验温度为315℃,介质为模拟离子交换树脂热分解产物的酸性硫酸盐溶液(几个ppm至1000ppmSO_4~(2-);Incoloy-800的试验温度为270℃,介质为模拟离子交换树脂的热分解产物的酸性硫酸盐溶液(几个ppm至1000ppm SO_4~(2-))以及硫酸盐和氯化物组合的溶液(1000ppm SO_4~(2-),2～1000ppm Cl~-)。结果表明,316SS在上述介质中对穿晶应力腐蚀破裂敏感,Incoloy-800合金在上述介质中对应力腐蚀破裂不敏感。     

含草酸的硝酸溶液对锆合金的腐蚀行为

本工作模拟草酸钚沉淀母液蒸发浓缩工艺的运行条件,依据GB/T 4334.3-2000的实验要求,开展了含草酸的硝酸溶液对锆合金板材和焊件的腐蚀行为研究。采用称重法获得了腐蚀速率数据,采用扫描电镜观察金属表面的腐蚀形貌,并测定了腐蚀溶液中金属离子的浓度。结果表明：模拟实验条件下锆合金各腐蚀样品腐蚀速率均极低,测得的锆合金板材的最大平均腐蚀速率为0.001 0 g/(m²·h),焊件的最大平均腐蚀速率为0.000 7 g/(m²·h),硝酸浓度和温度变化不增加锆的腐蚀速率,腐蚀性能显著优于不锈钢。这些初步解释了法国后处理厂选择Zr-702为草酸钚沉淀母液蒸发浓缩设备材料的原因。     

热处理工艺对冷旋U-6.5Nb合金电化学腐蚀行为的影响

采用冷旋方法制备了管状U-6.5Nb合金零件，分别在400、600和700℃下对合金零件进行1h退火处理，考察了不同状态的U-6.5Nb合金在含50μg/gCl-的氯化钾水溶液中的电化学腐蚀行为，采用扫描电镜表征了腐蚀前后的形貌特征。结果表明：所有状态的合金均未发生钝化，冷旋态和700℃退火态合金为单相组织，具有较高的腐蚀电位和较小的腐蚀电流，400℃退火和600℃退火态合金为双相组织，具有较低的腐蚀电位和较大的腐蚀电流。单相合金比双相合金具有更好的抗腐蚀能力，但更易发生点蚀。双相合金表面Nb成分不均是其抗腐蚀性不佳的主要原因。     

AL-6XN合金在超临界水中的应力腐蚀研究

采用慢拉伸试验研究了AL-6XN合金在550~650℃、25 MPa超临界水中的应力腐蚀行为,使用扫描电镜观察了材料断口形貌与标距面裂纹分布。结果显示:550℃试验条件下材料表现为穿晶开裂,标距面裂纹很多且分布较均匀,试样边角处出现扇形河流花样;650℃试验条件下材料表现为沿晶开裂,断口呈现典型的冰糖状,标距面裂纹数量大幅减少且集中于断口附近,相应的延伸率和断面收缩率也大幅降低。质子辐照对AL-6XN宏观力学性能影响不大,但导致试样断口的扇形花样(起裂源)数量增加,解理台阶宽度增大。以上结果表明,AL-6XN在超临界工况下具有严重的应力腐蚀开裂敏感性,升高温度和质子辐照会明显提高材料的应力腐蚀敏感性。