321-52M-690异种金属焊接接头的应力腐蚀开裂行为研究

采用慢应变速率拉伸(SSRT)和高温电化学相结合的方法,研究了外加电位对321-52M-690异种金属焊接接头在含Cl-高温高压水中应力腐蚀开裂(SCC)倾向的影响规律。结果表明,在300℃、50ppm Cl-环境下,焊接接头的SCC敏感性随电极电位(-700~+100mV)的升高而增大,且存在一个介于0~+50mV(vs.SHE)之间的临界电位Ecrit。当电极电位低于Ecrit时,焊接接头的SCC敏感性较小,SCC敏感性指数ISSRT基本在40%左右,断裂形式为外力主导的塑性开裂;当电极电位高于Ecrit时,ISSRT急剧增加至70%以上,断裂形式为腐蚀主导的脆性开裂。试样断裂位置均位于硬度最低的321母材处,表明在321/690异种金属焊接接头中321母材对SCC最为敏感,故进一步探讨了321不锈钢的应力腐蚀开裂行为和机理。     

PWR核电站蒸汽发生器传热管和主管道的应力腐蚀破裂研究

用慢应变速率试验(SSRT)、恒载荷试验(CLT)和低周循环载荷试验方法研究以秦山和大亚湾核电站安全为目的的有关压力边界管道破裂始发事件应力腐蚀破裂(SCC)的行为,为评价管道的结构完整性提供支持性实验数据。研究的材料有核等级主管道焊接热影响区(WHAZ)316不锈钢(SS),核等级蒸汽发生器(SG)传热管材Incoloy-800、Inconel-600、Inconel-690和321SS。研究的影响因素包括材料冶金、表面喷丸处理、载荷、应变速率、循环载荷以及水化学条件对SCC的影响规律。     

PWR核电站蒸汽发生器传热管和主管道的应力腐蚀破裂研究

用慢应变速率试验(SSRT)和恒载荷试验(CLT)以及低周循环载荷试验方法研究以秦山和大亚湾核电站安全为目的的有关压力边界管道破裂始发事件应力腐蚀破裂(SCC)的行为,为评价管道的结构完整性提供支持性实验数据。研究的材料有核等级(NG)主管道焊接热影响区(WHAZ)316不锈钢(SS),核等级蒸汽发生器(SG)传热管材Incoloy-800、In-conel-600、Inconel-690和321SS。研究的影响因素包括材料冶金、表面喷丸处理、载荷、应变速率、循环载荷以及水化学条件对SCC的影响规律。     

PWR核电站蒸汽发生器传热管和主管道的应力腐蚀破裂研究

用慢应变速率试验(SSRT)和恒载荷试验(CLT)以及低周循环载荷试验方法研究以秦山和大亚湾核电站安全为目的的有关压力边界管道破裂始发事件应力腐蚀破裂(SCC)的行为,为评价管道的结构完整性提供支持性实验数据。研究的材料有核等级(NG)主管道焊接热影响区(WHAZ)316不锈钢(SS),核等级蒸汽发生器(SG)传热管材Incolov-800、Inconel-600、Inconel-690和321SS。研究的影响因素包括材料冶金、表面喷丸处理、载荷、应变速率、循环载荷以及水化学条件对SCC的影响规律。     

Cl~-和Cu~(2+)对国产690合金应力腐蚀性能的影响

采用慢应变速率拉伸(SSRT)的方法,研究国产690合金分别在316℃含100 mg/L Cl-、1000 mg/L Cu2+以及100 mg/L Cl-与1000 mg/L Cu2+混合溶液中的应力腐蚀行为。通过激光共聚焦显微镜和扫描电镜观察断裂后试样的表面、断口以及纵剖面的微观形貌。结果表明:国产690合金在同时含Cl-与Cu2+的溶液中具有较高的应力腐蚀敏感性;断裂试样表面出现了大量的腐蚀坑,断口呈明显的脆性断裂特征,且在表面蚀坑的底部发现了沿晶应力腐蚀裂纹的萌生。由此证明Cl-与Cu2+对国产690合金应力腐蚀的协同作用,并初步探讨了其作用机理。     

690合金与152合金焊接热影响区微观组织研究

应用电子背散射衍射(EBSD)、扫描电镜(SEM)和显微硬度仪研究了压水堆(PWR)压力容器(RPV)控制棒驱动机构(CRDM)管嘴690合金与152合金焊接热影响区上部、中部和根部的残余应变分布、显微硬度、晶粒平均取向差(GAM)、晶粒边界显微结构和金相特征。研究结果表明:残余应变从上部到下部逐渐减少,最大残余应变5.15%,位于最后焊接的上部热影响区;重合位置点阵∑3边界平均分数从上部到下部逐渐增加,最小∑3边界平均分数是46.6%,显著低于基体金属的68%。因此认为,最后焊接的上部热影响区具有最高应力腐蚀破裂(SCC)敏感性。     

316LN在模拟压水堆一回路异常水化学条件下的应力腐蚀敏感性研究

采用慢应变速率拉伸试验（SSRT）法研究了氯离子(Cl^-)和溶解氧对316LN在模拟压水堆（PWR）一回路异常工况下的应力腐蚀开裂（SCC）的影响。结果表明：在饱和氧条件下,随着Cl^-浓度的增大,试样的延伸率降低,SCC敏感指数增大,当Cl^-浓度大于1 mg/L后开始萌生SCC裂纹;溶液除氧后,即使Cl^-浓度增大到10 mg/L也不会引发SCC裂纹。316LN的SCC裂纹萌生于表面的缺陷或贫Cr区,呈穿晶型向基体内扩展。     

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.     

某些加工因素对改性800合金碱性应力腐蚀破裂敏感性的影响

通过显微组织检验、拉伸试验、应力分析、C形环应力腐蚀试验、俄歇电子能谱(AES)分析、腐蚀形貌观察,研究了某些加工因素(冷加工和热处理)对国产改性800合金(800M)在沸腾的50%NaOH+0.3%SiO2+0.3%Na2S2O3溶液中的应力腐蚀破裂(SCC)敏感性的影响.冷加工拉伸25%的800M合金管的晶粒变形拉长,屈服强度和抗拉强度增大而延伸率降低,管的残余应力增加,SCC敏感性增加.对冷变形800M合金管热处理,随温度的升高,晶粒逐渐等轴化并变大,延伸率增大,屈服强度、抗拉强度和残余拉应力和SCC敏感性降低.AES分析表明,800M合金在沸腾碱液中恒电位极化后的表面膜是富Ni 而贫Fe 、Cr的.C形环试样碱性SCC裂纹在点蚀坑起源萌生,裂纹沿晶界扩展.     

304L奥氏体不锈钢搅拌摩擦焊与TIG焊接头的微观组织与性能

采用搅拌摩擦焊和钨极惰性气体保护电弧焊(TIG)分别对3 mm厚304L奥氏体不锈钢进行焊接,对比分析2种焊接方法下接头的微观组织和抗拉强度。304L不锈钢的搅拌摩擦焊焊接接头由焊核区、热力影响区、热影响区及轴肩变形区组成;焊核区组织为均匀细小的动态再结晶组织,热力影响区组织发生明显的塑性变形,而热影响区仅受到热的作用晶粒有所长大;TIG焊接头组织由呈胞状树枝奥氏体晶和呈蠕虫状或板条状铁素体组成。结果表明:2种焊接方法获得的接头强度相似,都略高于母材强度。