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。     

候选材料在650 ℃超临界水中的腐蚀行为研究

研究了3种候选材料（347、HR3C和In-718）在650 ℃、25 MPa去离子水中的均匀腐蚀行为,使用场发射扫描电镜（FEG-SEM）和能谱（EDS）观察了不同腐蚀时间的表面氧化膜形貌与合金元素分布,使用掠入射X射线衍射（GIXRD）分析了氧化膜相结构。结果表明,3种材料腐蚀失重均符合抛物线规律,347的失重为HR3C和In 718的40倍以上;3种材料氧化膜均以Ni(Cr, Fe) ₂O₄为主,In-718点蚀严重,347氧化膜明显脱落,HR3C氧化膜较均匀致密;高温超临界水中,提高合金的Cr含量有助于增强均匀腐蚀性能,添加Nb有损合金的点蚀抗力。     

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。     

含铝奥氏体耐热钢在超临界二氧化碳中的腐蚀行为

研究了20Cr-25Ni合金和一种新型结构材料含铝的奥氏体耐热钢（AFA钢）在600℃/20 MPa的超临界二氧化碳（S-CO₂）环境中的腐蚀行为,并对2种合金的氧化膜形貌、成分和结构进行分析。研究发现,20Cr-25Ni合金出现明显的腐蚀增重增长趋势,表现出“抛物线”上升规律;AFA钢腐蚀增重趋势缓慢,腐蚀1000 h后仅为2.11 mg/dm2。20Cr-25Ni合金表面出现粗大的氧化产物,随腐蚀时间延长,AFA钢的氧化膜始终保持致密、连续。通过氧化膜的截面形貌分析发现,20Cr-25Ni合金腐蚀后具有两层氧化膜结构,主要由Fe₃O₄和FeCr₂O₄氧化层以及少量尖晶石组成。而AFA钢中出现了3层氧化膜结构,中间和最内层分别为Cr₂O₃和Al₂O₃氧化膜,最外层分布了一层不连续的FeCr₂O₄尖晶石氧化物。由于形成了致密的Al₂O₃氧化膜,AFA钢的抗腐蚀性能大幅提升。      

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。      

Fe-Al/Al2O3涂层表面氧化膜的掠入射X射线衍射研究

本文采用掠入射X射线衍射（GXRD）α-2θ扫描模式,进行了掠入射角α为0.1°～5°范围内Fe-Al/Al₂O₃阻氚涂层表面氧化膜的X射线衍射实验。结果表明,随α的增加,表面氧化膜中Al₂O₃相与Fe₃Al相对应的衍射峰强度绝对值增强;α的增加加深了分析区域的深度,引起Al₂O₃相的相对含量下降,导致Al₂O₃相对衍射峰强度降低。对Fe-Al/ Al₂O₃涂层表面氧化膜的掠入射X射线衍射而言,较佳的掠入射角是0.25°,此时对应Al₂O₃相的衍射峰相对强度最高。经比对PDF卡片,表面氧化膜相结构为暂态γ-Al₂O₃（200）。在此基础上建立了GXRD分析Fe-Al/ Al₂O₃涂层表面亚微米氧化膜的相结构组成的快速无损检测方法。     

阻氚用Fe-Al渗铝层表面稳态相Al2O3膜生长机理研究

为阐释Fe-Al渗铝层表面暂态相Al₂O₃膜向稳态相α-Al₂O₃膜的转变机理，探索稳态相α-Al₂O₃膜制备的氧化工艺参数范围，采用掠入射角X射线衍射仪、辉光放电光谱仪、聚焦离子束、透射电镜等，结合热重分析对CLAM钢基体Fe-Al渗铝层在940～980 ℃、1 Pa～20 kPa参数下的氧化生长行为进行了深入表征与机理分析。研究结果表明，在1 Pa～20 kPa氧分压范围内Al₂O₃膜生长初期反应速率常数随着氧分压的升高而增大，而后期反应速率常数反而随之下降；采用掠入射角X射线衍射仪对3～180 min氧化不同时期表面Al₂O₃膜的相结构进行了掠入射角分析，推测Al2O3膜的生长经历了从氧化初期形成暂态相γ-Al₂O₃（15 min）→过渡态相α-（Al_0.948Cr_0.052）₂O₃（30 min）→稳态相α-Al₂O₃（120～180 min）的演变过程，最短相转变时间约60～90 min，连续Al₂O₃膜厚度约2 000 nm；同时，结合聚焦离子束对30、120 min形成的Al₂O₃膜表面进行了精确定向切割制样，并采用透射电镜选区电子衍射分析验证了相转变前Al₂O₃膜结构为过渡态相α-（Al_0.948Cr_0.052）₂O₃（113），转变后为稳态相α-Al₂O₃（113），证实了Cr作为第三组元促进暂态相向稳态相α-Al₂O₃的转变规律。     

Zr-Fe-Nb合金中Zr(Nb,Fe)2相在400 ℃/10.3 MPa过热蒸汽中的腐蚀行为

Zr-1.0Fe-1.0Nb合金经β相油淬、冷轧变形及580 ℃/5 h退火处理，在静态高压釜中进行400 ℃/10.3 MPa过热蒸汽腐蚀试验，利用带EDS的SEM和HRTEM对合金基体以及腐蚀生成的氧化膜显微组织进行分析。结果表明：合金中主要存在正交的Zr 3Fe和密排六方的Zr(Nb，Fe)₂第二相。Zr(Nb，Fe)₂相在氧化过程中先转变成非晶组织，非晶进一步氧化转化为m-Nb₂O₅和m-Fe₂O₃相纳米晶态氧化物，最后扩散流失到腐蚀介质中；Zr(Nb，Fe)₂相氧化后的Fe、Nb元素发生扩散流失，且Nb的流失速度大于Fe，合金元素的扩散流失在氧化膜中留下大量缺陷，促进氧化膜由柱状晶向等轴晶形态演化而不利于合金的耐腐蚀。     

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。     

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。     

Cr涂层锆合金包壳模拟LOCA试验研究

2011年日本福岛核事故暴露传统锆合金燃料包壳在失水事故(LOCA)工况下的安全性问题。为了探究新型Cr涂层锆合金包壳在LOCA工况下的性能,本研究针对物理气相沉积(PVD)工艺涂覆的12～15μm厚度Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管,开展模拟LOCA工况下的高温蒸汽氧化-淬火试验,氧化温度为1200℃和1300℃,单面氧化时间为10 min和20 min,淬火温度约800℃,之后对淬火后试样进行环压测试。结果发现,在研究条件下,Cr涂层未出现剥落,涂层完整;Cr涂层锆合金包壳外表面形成较为致密Cr₂O₃层,抑制O原子扩散至锆合金基体,阻止锆合金基体被氧化为ZrO₂层和α-Zr(O)层,环压测试发现淬火后包壳保持良好塑性。研究表明,在本测试工况下Cr涂层锆合金包壳相比传统锆合金包壳具有更强的抗LOCA事故能力。     

Zr-Cu-Cr合金的显微组织及腐蚀行为

以结晶锆为基材配制了7种Zr-Cu-Cr合金样品，经归一化加工及600 ℃/5 h退火处理，在不同水化学条件的静态高压釜中对所制得的Zr-Cu-Cr合金样品进行了腐蚀试验，并采用EBSD、SEM和TEM表征合金基体的显微组织，探究Cu和Cr交互作用对锆合金基体显微组织及耐腐蚀性能的影响。结果表明，添加Cu元素可细化合金再结晶晶粒，Cr含量为1.0%（质量分数）时，合金中出现40 μm以上的较大晶粒。Zr-Cu-Cr合金中存在2种第二相：100 nm以上的体心四方的Zr2Cu相和60 nm以下的密排六方的ZrCr₂相。Zr₂Cu相随Cu含量的增加而增多，ZrCr₂相随Cr含量的增加尺寸变化不明显，但数量及分布条带密度增加。在400 ℃/10.3 MPa过热蒸汽中，Zr-0.3Cu-0.2Cr和Zr-0.3Cu-0.5Cr合金耐腐蚀性能较差，其余合金腐蚀100 d后仍没有发生腐蚀转折，耐腐蚀性能较好，Zr-1.0Cr合金耐腐蚀性能最好。在360 ℃/18.6 MPa/0.01 mol/L LiOH水溶液中腐蚀42 d后，合金的耐腐蚀性能都很差，添加Cu元素会降低其耐腐蚀性能。     

Microstructure and Corrosion Behavior about Zr-Cu-Cr Alloy

Seven kinds of Zr-Cu-Cr alloy samples were prepared by using crystalline zirconium as the base material, through normalized processing and annealing at 600 ℃/5 h. The corrosion tests were carried out in static autoclave with different water chemistry conditions, and the microstructures of alloys were studied by using EBSD, SEM and TEM to investigate the effects of Cu and Cr interaction on the microstructure and corrosion resistance of zirconium alloys. The results show that the addition of Cu element refines the recrystallized grains. When the Cr content is 1.0%, it has grains with a size of 40 μm or more. There are two kinds of second phases in Zr-Cu-Cr alloys. Zr₂Cu phase (bct) with a size of 100 nm or more and ZrCr₂ phase (hcp) with a size of 60 nm or less. As the content of Cu increases, the number of Zr₂Cu increases. As the content of Cr increases, the size of ZrCr₂ phase does not change obviously, but the number and distribution band density increase. When exposed to the superheated steam at 400 ℃/10.3 MPa, the corrosion resistance of Zr-0.3Cu-0.2Cr and Zr-0.3Cu-0.5Cr alloys is worse, the other alloys still don’t have corrosion transition after corroding 100 days, and the corrosion resistance is better. Zr-1.0Cr alloy has the best corrosion resistance. When exposed to the 360 ℃/18.6 MPa/0.01 mol/L LiOH aqueous solution for 42 days, all of alloys have poor corrosion resistance, and the addition of Cu element reduces their corrosion resistance.     

超临界CO2环境下Fe-22Cr-25Ni奥氏体耐热钢的腐蚀行为研究

研究了Fe-22Cr-25Ni奥氏体耐热钢在600℃/700℃、15 MPa超临界CO₂环境中的高温腐蚀行为。采用拉曼光谱仪、辉光放电光谱仪、扫描电镜和能谱分析仪对腐蚀产物的成分、含量和元素分布进行表征。实验结果表明:Fe-22Cr-25Ni奥氏体耐热钢在600℃/700℃下的腐蚀动力学符合类抛物线规律,腐蚀增重的变化量随温度的升高而增大;通过观察表征结果和热力学计算得出腐蚀产物成分主要为Cr₂O₃,从气体侧到基体侧依次为最外侧的是Mn的氧化物、内部的Cr₂O₃和Mn-Cr氧化物、氧化层/基体界面处的SiO₂层,以及基体内的碳化物和内氧化物;C主要沉积于腐蚀产物表面,贫Cr区的宽度和深度随时间的增大而增大。同时根据O元素和C元素的质量比及热力学计算结果,提出C极有可能以离子状态发生内扩散。      

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。     

低活化马氏体钢在ITER水环境中的腐蚀性能研究

低活化马氏体钢作为聚变堆候选的结构材料，其腐蚀性能影响冷却回路辐射场的分布。本文选取CLAM、CNS-1和SCRAM-9 3种钢材，并用T91与3种钢材进行对比，分析4种材料的性能。整个实验回路温度维持在150 ℃，溶氧量小于0.01 mg/kg，pH值为7（20 ℃），电导率小于1 μS/cm，压力为1 MPa，水的流速设为6 m/s。实验后，所有样品均采用失重分析法、XRD、EDS及SEM分析。结果显示，随着时间的增加，材料的失重量增加，腐蚀速率减少。4种材料的失重量均遵循幂函数规律，T91钢的耐腐蚀性较另3种钢好，而3种材料中CLAM的抗腐蚀性能相对更好；样品表面氧化层变得越来越致密且非常薄。氧化层腐蚀产物主要是Fe₂O₃和Fe₃O₄。