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。      

应力循环下T225NG合金塑性累积行为研究

对应力循环下T225NG合金的塑性累积行为进行了试验研究,提出了预测棘轮饱和应变的本构关系及描述棘轮应变演化规律的指数型演化方程。讨论了蠕变效应对T225NG合金棘轮行为的影响．结果表明．应力幅越低,循环蠕变分量在塑性累积中的贡献越大。     

注锌水化学对Zr-Sn-Nb合金腐蚀性能影响

采用高压釜腐蚀试验研究Zr-Sn-Nb合金在模拟压水堆一回路注锌水化学环境中的腐蚀行为,对Zr-Sn-Nb合金在无锌和加锌水化学环境中的腐蚀增重、氧化膜形貌等现象进行分析。结果表明:Zr-Sn-Nb合金在无锌和加锌水化学环境中腐蚀150 d时腐蚀增重曲线发生转折,加锌对Zr-Sn-Nb合金腐蚀增重量、腐蚀动力学规律、氧化膜形貌、氧化膜物相、氧化膜厚度、氢化物分布和吸氢浓度无明显影响。      

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。     

基于一元应力参量的钛合金T225NG单轴棘轮演化模型研究

基于T225NG钛合金的单轴常温棘轮试验，本文研究了峰值棘轮应力对T225NG钛合金棘轮应变的影响。试验结果表明，常温单轴应力循环条件下材料棘轮应变随峰值棘轮应力的变化关系为一簇类线性的变化曲线，存在常值棘轮应力门槛值，峰值棘轮应力与该门槛值的关系可决定材料是否产生棘轮变形。由此，建立了一套一元应力能量控制的T225NG钛合金棘轮应变演化模型。该模型建模容易，适合棘轮应变预测的工程应用。     

T91钢在氧浓度为0.01ppm静态铅铋合金中的界面腐蚀特征

开展了铅基反应堆候选结构材料T91钢在500℃、0.01ppm氧浓度、静态铅铋共晶合金(LBE)中的腐蚀行为研究,腐蚀时间依次为500、1 000、2 000h。采用SEM观察腐蚀界面组织形貌,并结合EDX分析界面产物成分及元素扩散行为。结果显示:T91钢发生了氧化腐蚀,表面生成了具有3层结构的氧化膜。最外层为疏松且有LBE渗透的Fe3O4层,中间层为致密且具有保护性的(Fe,Cr)3O4层,最内层为富含铬元素的内氧化层(IOZ)。随着腐蚀时间的增加,Fe3O4层和(Fe,Cr)3O4层的厚度先快速增加,在1 000h时分别达到6.5μm和7.4μm;随着腐蚀时间进一步增加,Fe3O4层的厚度略有减小而(Fe,Cr)3O4层的厚度略有增加,而IOZ的厚度却一直近似以线性规律缓慢增加。     

T225NG钛合金在高温高压水质中的电化学行为

本文采用电化学测量方法测定了特殊换热器传热管用材料钛合金T225NG在高温高压不同氯离子浓度和不同溶解氧含量水质条件下的极化曲线,并探讨了钛合金T225NG在不同水质条件下的电化学行为和腐蚀机理.在本实验条件下钛合金T225NG的各阳极极化曲线没有出现活化区,但随着Cl-浓度和溶解O2浓度的增加,阳极极化曲线的维钝电流密度增大,钛合金的腐蚀增大.当Cl-＜0.005mg/L时,钛合金T225NG的阳极极化曲线只有一个电位区间氧化膜形成区A段;而当Cl-≥0.02mg/L时,各阳极极化曲线则存在两个电位区间A段和B段.     

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。     

不锈钢及高温合金在拟临界区的腐蚀行为研究

研究3种高温合金和4种奥氏体不锈钢在380℃、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X射线能谱仪(EDS)分析不同腐蚀时间的表面氧化膜形貌与合金元素分布。结果表明,实验工况下合金腐蚀增重无明显规律,腐蚀失重均为对数规律;HR3C合金腐蚀失重最小,347合金最大,二者相差一个数量级。所有材料表面均能生成较为完整致密的双层氧化膜,外层相对贫Cr、Ni,缺Mo而富O。316Ti、718、825、800H、HR3C等多种合金出现点蚀,依照成分不同,点蚀区域呈现富Nb、Ti,贫Cr、Ni,缺Mn、Mo等现象。     

两种锆合金显微组织与腐蚀机理研究

根据国产C锆合金与低锡Zr-4合金在纯水以及LiOH水溶液中的高压釜腐蚀试验的结果，采用透射电镜（TEM）观察基体和氧化膜显微组织，通过分析氧化增重数据，对C锆合金的腐蚀机理进行了研究。提出了3种腐蚀机理:即Nb元素有效抑制阴离子空位浓度提高，可减少氧元素扩散速率；缺陷阱的数量影响氧扩散带来的腐蚀，且空位阱数量与第二相颗粒总表面积成正比；第二相粒子氧化膨胀造成氧化膜压应力松弛，降低其稳定性并失去保护能力。      

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.     

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。     

Incoloy800H传热管抗晶间腐蚀性能研究

采用GB/T15260—94B法(即铜-硫酸铜-16%硫酸测定镍基合金的晶间腐蚀敏感性的方法)对国产Incoloy800H传热管在不同条件下的晶间腐蚀试验结果进行研究,并与进口Incoloy800H合金管的抗晶间腐蚀性能进行对比。分析结果表明,影响合金抗晶间腐蚀能力的主要因素是C、Ti含量,其敏感性随C含量的增加而递增,加入Ti元素是降低晶间腐蚀敏感性和防止晶间腐蚀的有效措施。     

Nb、Cu对新型高温锆合金α/β相变温度和腐蚀性能的影响

研究不同元素含量的Zr-Nb-Cu合金的显微组织和其在500℃、10.3 MPa过热蒸汽中的耐腐蚀性能,结果表明,在500℃、10.3 MPa过热蒸汽中,Zr- 1.0Nb-0.05Cu合金的耐腐蚀性能最好,其耐腐蚀性能远远优于Zr-4和N18合金.在Zr-Nb-Cu合金中形成富含Nb、Fe、Cr的第二相粒子,这是影响锆合金耐腐蚀性能的一个原因.Zr-Nb-Cu合金在差热扫描量热仪分析的升温过程中,腐蚀产生的氢化物溶解,温度达到氢致α/β相变温度(约550℃)时开始β相变.添加Nb可以降低合金发生氢致β相变的温度,而增加Cu含量,可以降低合金腐蚀时的吸氢量,同时也使合金的耐腐蚀性能得到明显的提高.