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。     

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。     

镍基合金C276蠕变损伤的实验研究

在650℃、700℃和750℃条件下对超临界水堆(SCWR)包壳候选材料之一镍基合金C276进行高温蠕变试验,采用损伤力学方法对试验数据进行计算分析,分别对由Kachanov和基于θ外推法的Norton蠕变损伤公式计算的损伤因子进行比较。分析结果表明:3种温度下采用Kachanov公式计算的蠕变损伤趋于一致;采用θ外推法拟合的蠕变曲线与试验蠕变曲线吻合很好;Norton公式计算表明损伤开始发生在0.3⁰.4寿命左右,Kachanov公式计算的损伤因子偏保守。     

铁素体-马氏体钢P92在超临界水中的腐蚀性能

研究了P92钢在550和600℃超临界水中的腐蚀特性,采用扫描电镜、X射线能谱仪和X射线衍射仪分析了氧化膜的表面形貌、组织结构和元素分布。结果表明：P92钢在超临界水中的氧化动力学大致服从立方生长规律,600℃下P92钢的腐蚀增重和氧化膜厚度均为550℃时的3倍。P92钢在超临界水中形成的氧化膜为双层结构,氧化膜外层富Fe,而内层富Cr。600℃时P92钢氧化膜发生了开裂和剥落,其原因主要在于降温过程中基体与氧化物间的热膨胀系数不相匹配而产生的较大热应力。     

AL6XN超级奥氏体钢的高温蠕变及疲劳行为研究

研究了AL6XN超级奥氏体钢在650～750℃和120～220MPa应力水平下的高温蠕变特性，以及300和600℃不同恒应变幅值条件下的疲劳特性。结果表明，AL6XN具有优越的高温蠕变抗力，其蠕变激活能Q为327kJ/mol，蠕变应力指数为5.23。结合变形微结构观察结果表明，AL6XN的蠕变机制为位错攀移和滑移机制。在一定应变量下，AL6XN在600℃时疲劳试验的应力水平高于300℃的应力水平，同时随着应变量的增加和温度的升高，其疲劳寿命显著降低；600℃疲劳试验后仅形成位错缠结，疲劳裂纹扩展断口存在典型的疲劳辉纹，无明显二次裂纹。以上结果表明，AL6XN疲劳裂纹扩展行为与其动态应变时效有关。     

高性能轻水堆的材料

为了研究高性能轻水堆（HPLWR）的堆内和堆外材料的运行环境，并评价目前燃料元件、堆芯结构和堆芯外零部件所采用的结构材料的潜在特征，开展了一项技术现状的研究。在HPLWR电站的常规岛部分，可以在给定温度（≤600℃）和压力25MPa下采用超临界燃煤电站（SCFPP）已认可使用的材料。这些材料是商用的铁素体／马氏体或奥氏体不锈钢。考虑了现有轻水堆的条件，基于现有的蠕变-断裂数据，以及对常规蒸汽发电站中腐蚀的广泛分析和关于辐照下材料行为的可得信息，开展了潜力包壳材料的评估。主要的结论是：在设定的最高温度650℃下，不仅Ni合金，而且奥氏体不锈钢都能用作包壳材料。     

SCWR用镍基合金综述

在超临界水冷堆（SCWR）的设计中,运行温度、压力、燃耗和辐照损伤都非常高。本文结合堆内材料的运行环境,综合论述了对SCWR系统材料（燃料包壳材料和堆芯零部件结构）拟采用的Ni合金的理解,包括力学性能、腐蚀性能、应力腐蚀性能和辐照特征,并描述了可能的水化学技术,讨论了已有Ni合金的改性研究。基于现有的研究数据和分析,以及关于辐照下材料行为的可得信息表明,Ni合金具有较好的力学稳定性和抗氧化性能,但容易发生应力腐蚀开裂,受到中子辐照时会发生辐照脆化、肿胀和相的不稳定性,可用于辐照较少的部位;在辐照高的部位使用,尚需要开展更多的研究以评价其适应性。     

工质压力及蠕变对冷变形310S不锈钢在超临界水环境下的应力腐蚀开裂行为影响研究

310S不锈钢是一种性能较好的超临界水冷堆候选包壳材料,为丰富310S不锈钢在在超临界水环境下的应力腐蚀性能研究,特别是裂纹扩展速率方面的数据。本研究使用在线监测裂纹扩展的方法,测量了不同冷变形的310S不锈钢在多种工况下的裂纹扩展速率,分析了工质压力、高温蠕变等因素对310S开裂行为的作用。结果显示:超临界水或高温蒸汽的压力变化对310S不锈钢在500℃下的开裂行为的影响较为有限,冷变形作用促进材料的裂纹扩展,材料的高温蠕变行为在超临界水中对应力腐蚀开裂过程中具有较为重要的加速作用,特别是对于高冷变形和高载荷条件下的材料。本研究丰富了超临界水环境下310S的应力腐蚀裂纹扩展速率的数据,证明了提高材料的抗蠕变性能是优化包壳材料服役性能的重要手段之一,包壳设计制造的过程中应当避免较大幅度的冷变形。      

基于加速度效应的超临界水传热特性模型研究

超临界水冷堆（SCWR）运行在水的热力学临界点（22.1 MPa，374℃）之上，堆内冷却剂处于超临界状态，物性变化剧烈，与常规压水堆临界热流密度（CHF）导致包壳表面壁温飞升不同，超临界压力下的传热恶化是在变物性的影响下使得包壳表面温度相对缓慢上升，传统的热点判定方法和偏离泡核沸腾比（DNBR）限值等传热特性分析方法不再完全适用，因此，预测超临界水传热恶化时包壳壁温对SCWR的安全分析相当重要。本文基于边界层方程推导了超临界水传热关系式的加速度效应修正项，基于圆管实验数据，对加速度效应修正项的相关系数进行拟合获得超临界水传热特性半经验关系式，通过数据对比，该关系式在正常传热和传热恶化工况下均具有较好的适用性。本文获得的超临界水传热特性半经验关系式可为SCWR堆芯设计分析提供支持。      

超临界水堆全系统启动特性研究

为研究超临界水堆（SCWR）全系统启动特性，以SCTRAN程序为计算工具，基于中国超临界水堆（CSR1000）堆芯参数、高性能轻水反应堆（HPLWR）热力循环回路和日本SCWR再循环启动回路，建立了SCWR完整再循环启动系统模型。通过与HPLWR热力循环回路的稳态参数对比，验证了完整回路模型的正确性。分析在控制系统控制下的CSR1000再循环启动过程，得到了启动过程中堆芯、汽鼓、汽轮机、各级抽汽、再热器、各级回热器的瞬态响应曲线。计算结果表明，启动序列和启动过程各热工参数的变化符合预期，系统稳定启动；堆芯始终处于单相状态；汽轮机入口为超临界蒸汽；经过高压和低压回热器后堆芯入口温度能够达到280℃；高压缸入口压力维持恒定；在启动的过程中最大燃料包壳表面温度低于限值温度650℃，整个启动过程安全可靠。      

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。      

奥氏体321不锈钢在550 ℃静态铅铋共晶合金中的腐蚀行为

奥氏体321不锈钢常用作核反应堆冷却剂主管道结构材料，铅铋共晶合金是第四代核能系统（Gen Ⅳ）铅冷快堆冷却剂的主要候选材料。为研究321不锈钢与高温液态铅铋共晶合金的相容性，对321不锈钢在550 ℃液态铅铋共晶合金中的200、400、600 h腐蚀现象进行了研究。对不同腐蚀时间后腐蚀试样的表面和截面分别进行了XRD和SEM、EDS检测。结果发现：在321不锈钢试样表面产生了一种随腐蚀时间增加先生长后脱落的含O、Ti、Pb元素的化合物（Ti₂O和Pb₂O₃）；在321不锈钢基体与铅铋共晶合金交界处会产生一层随腐蚀时间增加不断增厚的扩散层；321不锈钢在铅铋共晶合金中发生溶解腐蚀，在Fe、Cr元素不断向铅铋共晶合金中溶解时，伴随着Pb、Bi元素向基体中的渗透。     

Low cycle fatigue properties of CLAM steel at room temperature

The low cycle fatigue (LCF) properties and the fracture behavior of China Low Activation Martensitic (CLAM) steel have been studied over a range of total strain amplitudes from 0.2 to 2.0%. The specimens were cycled using tension-compression loading under total strain amplitude control. The CLAM steel displayed initial hardening followed by continuous softening to failure at room temperature in air. The relationship between strain and fatigue life was predicted using the parameters obtained from fatigue test. The factors effecting on low cycle fatigue of CLAM steel consisted of initial state of matrix dislocation arrangement, magnitude of cyclic stress, magnitude of total strain amplitude and microstructure. The potential mechanisms controlling the stress response, cyclic strain resistance and low cycle fatigue life have been evaluated.     

燃料元件包壳材料CN-1515不锈钢在可控氧铅铋环境下的腐蚀行为

国产CN-1515不锈钢因其良好的抗辐照肿胀能力和高温力学性能成为铅铋快堆燃料包壳的主要候选材料。在铅铋冷快堆中,由于液态铅铋合金对金属材料具有强烈的腐蚀性,会影响到反应堆的安全稳定运行,因此,铅铋冷快堆中结构材料应用还需充分考虑耐液态铅铋腐蚀性能。本文以国产CN-1515奥氏体不锈钢为研究对象,在自行研发的控氧静态铅铋腐蚀实验装置上,开展了高温铅铋腐蚀实验。实验温度分别为450、500、550、600 ℃,实验时间分别为1 000、3 000、6 000 h,液态铅铋合金中氧含量控制在10^-6%～10^-7%之间。实验结果表明,低温（T≤450 ℃）下,CN-1515不锈钢表面会生成一层保护性氧化膜,但随着腐蚀时间的增加,氧化膜会逐渐疏松而失去其保护作用;然而温度大于500 ℃时,不锈钢发生严重的Ni元素溶解腐蚀,腐蚀深度随温度的升高和时间的延长而增加。     

Effect of Coating and Heat Treatment on High Temperature Burst Property of Stainless Steel Thin-walled Tube

In order to investigate the high temperature burst behavior and effect of coating and heat treatment on burst properties of stainless steel thin-walled tube for pressurized water reactor (PWR) and supercritical water-cooled reactor (SCWR) under the simulated LOCA (loss of coolant accident) conditions, the transient-heating burst tests of original, heat treatment and coated tube specimens were carried out under the simulated LOCA conditions by using the high temperature burst facility. The data of high temperature burst properties based on three kinds of 316L stainless steel tubes and the relationships between burst strength and total circumference elongation (TCE) with temperature were obtained under the conditions of 600-1200 ℃ and heating rate of 5 ℃/s, meanwhile, the fracture morphology and microstructure of burst test specimens were analyzed. The results of the burst test show that heat treatment temperature of coating preparation is the main reason for the decrease in burst strength, and the coating has little effect on the high temperature burst strength.     

涂层及热处理对不锈钢薄壁管高温爆破性能的影响

为研究压水堆及超临界水冷堆失水事故工况下堆用不锈钢薄壁管的高温爆破行为及涂层与热处理对高温爆破性能的影响，利用自行研制的高温爆破试验装置，开展了316L不锈钢原始管、热处理管及涂层管在模拟失水事故温度条件下的瞬态加热高温爆破试验，获得了3种不锈钢样品管在600～1 200 ℃、升温速率为5 ℃/s条件下的高温爆破性能数据及爆破强度和周向延伸率随温度的变化关系，并对破口形貌和微观组织进行了观察分析。结果表明：涂层制备时的热处理温度是高温爆破强度降低的主要影响因素，而涂层本身对高温爆破强度几乎没有影响。     

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。