奥氏体304NG不锈钢在550℃/25MPa超临界水中的腐蚀行为

研究了304NG不锈钢在550℃/25MPa超临界水中的腐蚀特性。采用扫描电镜、X射线能谱仪和X射线衍射分析了氧化膜的腐蚀形貌、组织结构和元素成分分布。实验结果表明，在550℃/25MPa的超临界水中腐蚀1000h后，304NG不锈钢显示出优越的耐腐蚀性能，其均匀腐蚀增重速率仅为0.01299mg•dm^-2•h^-1。304NG不锈钢在超临界水中形成均匀致密、但带有疖状腐蚀的双层氧化膜，厚度约为2.0μm，内层氧化膜致密而富Cr和Ni，外层氧化膜疏松而富Fe。     

304NG在超临界水中腐蚀后氧化膜分析

研究了奥氏体不锈钢304NG(以下简称304NG)在压力为25 MPa,温度分别为500、550、600、650℃超临界水中的腐蚀行为,通过扫描电镜-电子能谱(SEM-EDX)、X射线衍射(XRD)对304NG试样氧化膜微观组织的研究表明:304NG在超临界水中腐蚀后,表面氧化膜由岛状和非岛状2种不同形貌的腐蚀相组成.其中,含岛状腐蚀相的氧化膜具有双层结构,外层为Fe3O4相,内层为Fe3O4和FeCr2O4相;不含岛状腐蚀相的氧化膜为单层结构,氧化膜中含有Fe3O4和FeCr2O4相.同时,304NG在超临界水中氧化膜存在脱落现象,氧化膜脱落程度随温度升高而加剧.     

304NG在超临界水中的腐蚀增重随温度的异常关系

研究了奥氏体不锈钢304NG在550、600和650℃超临界水环境下的腐蚀行为。采用扫描显微镜、X射线能谱仪、X射线衍射仪分析了氧化膜的腐蚀形貌、组织结构和成分分布。实验结果表明,试样在3种不同温度下经1000h腐蚀实验后的增重均符合幂函数规律,但650℃时的腐蚀增重与600℃时的相比大幅下降,其主要原因为在较高温时,Cr的扩散速度快,试样表面氧化膜能够维持保护性从而使疖状腐蚀分布数量减少所致。     

超临界水堆候选材料的腐蚀特性研究

对铁素体/马氏体(F/M)耐热钢P92、奥氏体不锈钢316L和镍基合金690在600℃、23 MPa 超临界水中的腐蚀行为进行了研究.在600℃、23 MPa的超临界水中腐蚀625 h后,690合金、316L不锈钢和P92耐热钢的腐蚀增重速率分别为0.001 02、0.060 6、0.101 27 g/(m2·h).用扫描电子显微镜(SEM)进行观察后发现,超临界环境下F/M耐热钢P92的氧化膜为3层结构,奥氏体不锈钢316L的氧化膜为单层结构,镍基合金690表面生成了一层极薄且有点蚀的氧化膜.     

C-276合金在650℃/25MPa超临界水中的腐蚀行为

研究了HastelloyC-276（C-276）镍基合金在650℃/25MPa超临界水中的腐蚀特性。采用扫描电镜、X射线能谱仪、X射线衍射和X射线光电子能谱分析了氧化膜的腐蚀形貌、组织结构和合金元素分布。研究结果表明,C-276合金在650℃/25MPa的超临界水中的腐蚀过程主要是Ni的溶解,由于不能形成均匀、完整的氧化膜,合金在超临界水中并不具备优越的耐腐蚀性能,其双层结构的氧化膜富Cr而贫Ni、Mo,外层疏松的大颗粒（Ni(OH)₂和NiO）为金属溶解和氧化物沉淀形成,内层（Cr₂O₃）的生长则是水穿过氧化物微孔作用的结果。     

MA956在超临界水环境中的腐蚀性能

研究MA956在550/600/650℃超临界水(SCW)中的腐蚀特性,采用扫描电镜(SEM)、X射线能谱仪(EDS)和X射线衍射仪(XRD)分析氧化膜的表面形貌、组织结构和元素分布。由MA956的腐蚀增重曲线可知,其在SCW中腐蚀1000 h后其重量基本不变,具有优良的抗腐蚀性能。MA956在SCW中形成的氧化膜分层不明显,为单层结构,氧化膜中富Al、贫Fe。当温度大于或等于600℃时,腐蚀1000 h试样表面分布着大量的Al2O3白色颗粒物,在650℃时白色颗粒物的平均尺寸达8μm。经预氧化的MA956抗腐蚀性能进一步提高,1000 h后在其表面依然光滑平整,并未出现点蚀坑。     

HR3C在超临界水中的腐蚀性能研究

通过高压釜浸泡实验研究了超级奥氏体不锈钢HR3C在循环的超临界水（SCW）中的均匀腐蚀性能,实验温度分别为550、600、650 ℃,压力为25 MPa,并对实验后试样生成的氧化膜进行了SEM、EDS和XRD分析。实验结果显示,HR3C在SCW环境中的氧化腐蚀速率随着温度的升高而增大,1 500 h后650 ℃ SCW环境下材料的腐蚀增重约为550 ℃时的2倍。材料表面生成的氧化膜主要成分为FeCr₂O₃、Fe₃O₄和Fe₂O₃,内层氧化膜富Cr而外层氧化膜富Fe。     

超临界水反应堆铁素体-马氏体钢的应力腐蚀破裂及腐蚀评价

超临界水冷堆（SCWR）作为第四代反应堆的候选堆型之一，具有热效率高、反应堆设计简化（无蒸汽发生器和汽水分离器）等特点。对于堆内及燃料包壳的结构材料的应用，腐蚀及应力腐蚀破裂的敏感性评价是必不可少的。本文对铁素体-马氏体钢、高镍合金和氧化弥散强化（ODS）合金进行了应力腐蚀破裂及均匀腐蚀试验研究。在500℃、550℃、600℃超临界水条件下，在T91钢的断裂面没有观察到应力腐蚀破裂迹象。随着温度的升高，T91的最大拉伸强度（UTS）和屈服强度（YS）降低，溶解氧水平高导致腐蚀和低塑性。在500℃和550℃时，铁素体．马氏体钢表现出高的腐蚀速率，而镍基合金仅出现轻微腐蚀。在600℃试验中，铁素体．马氏体钢的腐蚀速率比500℃条件大3倍以上。由Mo和Ni构成的薄层似乎阻碍了Cr向T92及T122腐蚀产物外层的扩散。     

9Cr钢在超临界水条件下的腐蚀和腐蚀疲劳性能研究

采用片状试样和紧凑拉伸（CT）试样研究了改进型9Cr-MoVNb钢（T91）在脱气超临界水（SEW）中的腐蚀和腐蚀疲劳性能。试验压力为25MPa,试验温度分别为370℃和500℃,试验时间200h。对试验前后的试样进行称重,结果表明,暴露于500℃水中的试样表现为增重,而在370℃时则表现为失重。对暴露于两种条件下的试样进行了扫描电镜-电子能谱（SEM-EDX）、俄歇分析（AES）和X射线衍射（XRD）分析,结果表明,在SCW条件下,试样表面只发生氧化（形成氧化物）,而在亚临界条件下以阳极溶解为主。还测定了超临界和亚临界水环境中疲劳裂纹扩展速率（FCGR）,并与空气条件下的结果进行了对比,结果表明,在超临界和亚临界水环境下,合金的FCGR值都比空气条件下要高。最后从腐蚀和氧化的角度讨论了钢在超临界条件下的腐蚀疲劳行为。     

奥氏体ODS钢在超临界水中的腐蚀行为

研究了奥氏体ODS钢（316-ODS）在600 ℃/25 MPa超临界水（SCW）中的腐蚀特性。采用腐蚀增重法、SEM、EDS和XRD分析了材料的氧化动力学、氧化膜的形貌、合金元素分布和组织结构。研究结果表明,316-ODS钢在SCW中出现了疖状腐蚀,同时还出现了敏化,其腐蚀增重服从幂指数生长规律。316-ODS钢表面氧化膜为双层结构,内层氧化膜富Cr贫Fe,其主要成分为FeCr₂O₄,而外层氧化膜富Fe贫Cr,其主要成分为Fe₃O₄。     

镍基合金825在超临界水中的腐蚀性能研究

研究了镍基合金825在550 ℃/25 MPa、600 ℃/25 MPa和650 ℃/25 MPa超临界水（SCW）中的应力腐蚀开裂敏感性,以及在超临界650 ℃/25 MPa、次临界290 ℃/15.2 MPa水中的均匀腐蚀性能。通过慢应变速率拉伸实验得到了相应的应力-应变曲线,结果表明,随温度的升高,825的机械强度和塑性逐渐下降;实验后试样的SEM图像表明,825在3种工况下的应力腐蚀开裂倾向大小关系为600 ℃＞550 ℃＞650 ℃。825在SCW条件下的腐蚀实验表明,其腐蚀增重大致符合幂函数生长规律;而其在次临界条件下的腐蚀增重变化却呈现出先减后增的特征。     

P92钢高温低周疲劳的实验研究

由于高的热效率和简单的系统组成,超临界水堆(SCWR)被认为是第四代核反应堆的一种选择。超临界水堆的关键问题之一是核心部件尤其是燃料组件包壳的材料。这些材料在高温下的力学性能、腐蚀和应力腐蚀开裂敏感性以及抗辐射性能等对核电厂的安全运行至关重要。本文对SCWR包壳候选材料的F/M类材料P92钢进行了高温低周疲劳实验研究。实验温度为600和650℃,控制方式为总应变控制,应变范围均为±0.2%～±0.6%。实验结果表明,在两种温度下,P92钢均为循环软化材料,但未出现循环稳定现象。由于温度升高,塑性增强,P92钢在650℃下的宏观裂纹出现周次比率随应变范围的增加,下降比较平缓,且650℃下的失效寿命显著高于600℃下的失效寿命。并得到了两种温度下的稳定循环应力-塑性应变的关系以及循环失效寿命和应变的关系。     

超临界二氧化碳环境中600合金和304不锈钢的均匀腐蚀行为研究

为遴选可用于超临界二氧化碳核反应堆的结构材料,通过实验研究了应用于传统核反应堆中的两种合金（600合金和304不锈钢）在650℃、20 MPa的超临界二氧化碳环境中的均匀腐蚀行为,运用增重法评价了材料的腐蚀动力学规律,采用扫描电镜、能谱仪和Ｘ射线衍射仪分析了氧化膜形貌、结构和化学成分。结果表明,两种材料的腐蚀增重均服从抛物线生长规律,其中600合金的耐腐蚀性能优于304不锈钢;腐蚀500 h后,600合金表面氧化物厚度约为5 μm,主要成分为NiCr₂O₄,结构致密,具有保护性,其氧化膜及基体中均未发现明显渗碳行为;腐蚀500 h后,304不锈钢表面氧化膜可达约45 μm,为双层结构,外层为Fe₃O₄,内层为NiFeCrO₄,结构疏松,发生显著渗碳现象。本研究揭示了上述材料在超临界二氧化碳中的腐蚀机理,为超临界二氧化碳核反应堆结构材料的选择提供了数据支持。      

Scale removal oxidation behavior of metal in supercritical water modeled by cellular automaton

Corrosion and oxidation of structure material in supercritical water are specific and an important issue in the nuclear industry. A scale removal cellular automaton model was proposed to investigate the development of a continuous oxide layer of Inconel 625 in supercritical water at 24.8 MPa and 600 °C. This study presented influence of the reaction behavior of oxidation, scale removal effect, and transport ratio of oxygen and metal ions on the corrosion and oxidation process with different conditions. The formation of the spinel is simulated at mesoscopic level. The developed model is also mapped with the laboratory experimental data from a supercritical water loop.     

Evolution of the oxide structure of 9CrODS steel exposed to supercritical water

The corrosion behavior and oxide structure of 9CrODS steel in supercritical water has been studied. Samples were exposed to supercritical water at 500 and 600 °C for times of 2, 4 and 6 weeks. The oxide structure was studied using microbeam synchrotron X-ray diffraction and fluorescence analysis. The 600 °C samples exhibited a three-layer structure with Fe₃O₄ in the outer layer, a mixture of FeCr₂O₄ and Fe₃O₄ in the inner layer, and a mixture of metal and oxide grains (FeCr₂O₄ and Cr₂O₃) in the diffusion layer. Between the 2 and 4-week samples exposed to 600 °C supercritical water, a Cr₂O₃ film appeared at the diffusion layer-metal interface which appears to be associated with slower oxidation of the metal. The 500 °C samples also showed a three-layer structure, but both the outer and inner oxide layers contained mainly Fe₃O₄, and the diffusion layer contained much fewer oxide precipitates and was a solid solution of oxygen ahead of the oxide front.