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。      

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。     

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...     

奥氏体不锈钢在MIPR模拟溶液中的腐蚀行为研究

研究了304L和321不锈钢在80℃、MIPR模拟溶液中的均匀腐蚀、晶间腐蚀和应力腐蚀行为.实验结果表明304L和321不锈钢腐蚀1 500 h后的表面腐蚀轻微,具有良好的耐均匀腐蚀性能,且无晶间腐蚀和应力腐蚀趋势.这是因为两种奥氏体不锈钢腐蚀后表面均形成了以Cr2O3为主的致密氧化膜,阻止了腐蚀的进行,表面Cr(Ⅲ)形成的外膜和内膜的协同作用提高了膜的稳定性和耐蚀性.     

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.     

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。     

304奥氏体不锈钢在硝酸溶液体系中的电化学腐蚀行为

采用极化曲线测量法对304不锈钢在硝酸溶液体系中的电化学耐蚀性能进行了测试,分别研究了在硝酸溶液中添加硝酸盐、草酸、乙酸、柠檬酸等成分对304不锈钢电化学腐蚀行为的影响。结果表明,在硝酸溶液中,硝酸盐的加入能够抑制不锈钢的电化学腐蚀,而草酸能够显著增强溶液对不锈钢的电化学腐蚀能力,在硝酸和草酸溶液体系中加入1g/L柠檬酸后,自腐蚀电流由6.02μA/cm~2上升到22.8μA/cm~2,对电流腐蚀有较明显的促进作用。     

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。     

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.     

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。     

F/M钢在超临界水环境中的腐蚀性能

本文研究了F/M钢在超临界水（SCW）环境中的腐蚀性能。实验结果表明,F/M钢在SCW中的抗腐蚀性能较差,温度、溶氧浓度以及材料中的Cr含量对其腐蚀性能有较大影响。对12Cr表面进行盐浴复合处理（QPQ）、电镀Cr和磁控溅射Cr处理,以研究其对F/M钢在SCW中抗腐蚀性能的影响。研究表明,经电镀Cr和磁控溅射Cr处理的12Cr试样在SCW中具有优良的抗腐蚀性能,尤其是经磁控溅射Cr处理的试样,1 000 h后其表面氧化膜依然完整致密,而经QPQ的试样腐蚀严重。     

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。     

321不锈钢在低酸度硝酸铀酰溶液中的腐蚀特性

用称量法和电化学法研究了321不锈钢在不同浓度和pH值的硝酸铀酰溶液中的高温均匀腐蚀和电化学府蚀行为。均匀腐蚀试验结果表明．在选定的腐蚀条件下，321不锈钢样品在960h内，其表面光洁度无明显变化．腐蚀速率小于0．04mg/m^2.h，在低酸度的硝酸铀酰溶液中耐蚀。用腐蚀电入学法研究了321不锈钢在有溶解氧的硝酸铀酰溶液中的腐蚀电化学特性，测量了电极的腐蚀电位、腐蚀电流密度。经AES分析表明，电化学腐蚀后的样品在腐蚀膜中有一定量的铀．深度剖析含铀腐蚀膜的厚度为10—15nm。     

Influence of Zn Injection on Corrosion Behavior of Stainless Steel in Coolant

正According to the service condition of nuclear power plant,optimizing the water chemical parameters is one of the most economical and effective methods to improve the service life of the equipment.The injection of Zn in the primary coolant of PWR can not only reduce the radiation