304NG奥氏体不锈钢在超临界水环境中的腐蚀行为

采用腐蚀增重法研究了304NG奥氏体不锈钢在550~650℃/25 MPa的超临界水(SCW)中的腐蚀行为。使用SEM和EDS分析了材料的氧化动力学、氧化膜表面形貌、氧化膜截面形貌和合金元素分布。结果表明:304NG奥氏体不锈钢在SCW中的腐蚀增重服从抛物线生长规律;在550℃的SCW中具有较好的抗腐蚀性能,当温度升高到650℃时,腐蚀增重速率急剧升高;304NG奥氏体不锈钢在SCW中腐蚀初期形成薄而致密的氧化膜,之后则会出现疖状腐蚀,并且腐蚀岛的尺寸随着腐蚀时间的延长而逐渐增大,650℃时尤为明显;腐蚀生成的氧化膜形态为典型的双层结构。     

超超临界电站国产奥氏体钢C-HRA-5在超临界水中的氧化特性

研究了奥氏体不锈钢C-HRA-5,在650℃/25 MPa和700℃/25 MPa超临界水环境中的氧化性能,借助SEM、EDS、XRD及Raman光谱等手段分析了C-HRA-5钢的氧化膜形貌、分布及成分,并探讨了奥氏体钢在超临界水中的氧化机理。结果表明,C-HRA-5钢在超临界水中生成了富Fe/富Cr双层结构氧化膜,氧化膜与基体间存在较薄的内氧化过渡区。随着温度的升高,C-HRA-5钢的氧化增重速率逐渐增大,且700℃的氧化增重速率大于650℃的氧化增重速率。氧化动力学规律在650与700℃时分别呈现近似抛物线和立方规律。     

Zr-Sn-Nb合金的腐蚀行为研究

研究了我国开发的Zr-Sn-Nb合金（N18和N36）在360℃、18.6MPa含LiOH高温高压水，400℃和500℃、10.3MPa过热蒸汽中的腐蚀行为。结果表明，两种合金试样在500℃腐蚀500h未出现疖状腐蚀，而Zr-4合金在4h就出现疖状腐蚀；在400℃腐蚀245d后，N18试样的增重低于Zr-4，而N36怕增重高于Zr-4；在360℃含LiOH的高温高压水中腐蚀300d，两种合金试样的增重只有Zr-4的16％－25％。N18合金不仅在高温高压水中而且在过热蒸汽中都具有优良的抗腐蚀性能。在Zr-Sn系合金中加入适量的Nb，一部分固溶在α-Zr中可以抵抗C、N等杂质对腐蚀性能的有害影响，另一部分形成第二相均匀弥散分布在合金中可明显降低合金在高温水和过热蒸汽（500℃）中的氧化速率。氧化膜／金属界面处的氧化膜生长存在不均匀性，转折后氧化膜的不均匀生长更明显。     

Fe-Zn化合物粘附的不锈钢高温水腐蚀氧化物显微结构表征

研究Fe-Zn化合物粘附的304不锈钢在高温高压水中的腐蚀行为,采用扫描电子显微镜(SEM),X射线衍射分析仪(XRD)和同步辐射率入射衍射(SR-GIXRD)评价生长氧化物的显微结构,讨论Fe-Zn化合物粘附对不锈钢基体腐蚀性能的影响。结果表明,不锈钢在300℃水中腐蚀后,表面生长细小Fe_2O_3氧化物和外层块状或片状的Fe_3O_4氧化物。Fe-Zn化合物粘附的不锈钢经过高温高压水腐蚀后,Fe-Zn化合物主要转变成ZnO,随着腐蚀时间的增加,腐蚀产物ZnO逐渐脱落,样品的失重量不断增加;腐蚀时间增加到360和480 h,不锈钢表面较细小的Fe_2O_3氧化物颗粒显露,样品的失重量变化不大。通过SR-GIXRD能够表征较薄的Fe_2O_3氧化膜,而普通XRD不能准确表征。     

成分和热处理对核级不锈钢堆焊材料氧化行为的影响

利用SEM,XRD和XPS等手段研究了二种核级不锈钢堆焊材料在350 ℃/22 MPa高温高压水中的氧化行为. 结果表明,随着腐蚀周期的增加,不锈钢堆焊材料表面氧化物颗粒数量逐渐增多,氧化物颗粒尺寸逐渐增大,氧化膜厚度逐渐增加;不锈钢堆焊材料表面氧化膜为外层富铁内层富铬的双层结构,氧化膜组成成分主要为Fe-Cr氧化物;Cr元素含量的增加会降低材料表面氧化物颗粒的数量和氧化膜厚度, 而焊后热处理(PWHT)增加了材料表面氧化物颗粒的数量和氧化膜厚度.     

奥氏体钢的打磨对腐蚀性能影响的研究

采用扫描电子显微镜,观察高温高压腐蚀介质浸泡后的奥氏体不锈钢打磨表面的腐蚀产物形貌并分析局部化学组成。结果表明,打磨处理后的试样最外层氧化物颗粒尺寸减小,致密度增加,氧化膜中含有更高含量的Cr,为核主泵奥氏体钢打磨区域的耐蚀性评估提供了参考借鉴。     

电解抛光态690TT合金在顺序溶氢/溶氧的高温高压水中表面氧化膜结构分析

将电解抛光态690TT合金样品在325℃,15.6 MPa,含1500 mg/L B,2.3 mg/L Li,2.5 mg/L H2的高温高压水中连续浸泡720 h后,取出一半样品用于腐蚀产物的分析,其余样品继续在含2.0 mg/L O2的该高温高压水中连续浸泡720 h.采用SEM,GIXRD和TEM分析了在上述2种条件下样品表面生长的氧化膜的微观结构.结果表明,电解抛光态690TT合金在单一溶氢的高温高压水中表面生长的氧化膜具有双层结构:外层是分散的富含Ni和Fe大颗粒氧化物和富含Ni的疏松的针状氧化物;内层是近连续的富含Cr的氧化物;内外层氧化物均具有尖晶石结构.在溶氢/溶氧的溶液中连续浸泡后,样品表面生长的氧化膜也具有双层结构:外层的形貌、化学组成和物相结构与在单一溶氢条件下生长的氧化膜相似,仅针状氧化物的长度明显增加;而氧化膜内层变成了纳米尺寸的Ni O.后期溶解氧扩大了电位-p H图中含Ni的氧化物稳定存在的相区,促进了外层富含Ni的针状氧化物的快速生长;更加重要的是,溶解氧提高了含Fe和Cr氧化物的腐蚀电位,促进了在溶氢条件下生长的内层富Cr氧化物的溶解,破坏了氧化膜的保护性结构,提高了电解抛光态690TT合金的腐蚀速度.在一回路溶氢/溶氧连续浸泡过程中,电解抛光处理并不能降低690TT合金的腐蚀速度.     

核级316LN不锈钢焊接接头在高温高压水中的腐蚀性能研究

利用扫描电镜、X射线衍射和X射线光电子能谱等分析手段并结合腐蚀增重测量,研究了核级316LN不锈钢焊接接头在高温高压水中的氧化膜变化情况和抗腐蚀性能。结果表明:随着腐蚀周期的增加,腐蚀增重先降低,随后缓慢增加至稳定状态;焊接接头表面氧化膜的主要成分为FeOOH,FeCr_2O_4和Fe_3O_4;316LN不锈钢焊接接头中焊缝区具有与母材区相当的耐均匀腐蚀性能。     

核级不锈钢和铁素体-马氏体耐热钢在400℃/25 MPa超临界水中的腐蚀行为

利用腐蚀增重法,XRD,Raman光谱和SEM研究了核级304不锈钢和铁素体-马氏体耐热钢P92在400℃/25 MPa超临界水中的腐蚀行为.结果表明,2种材料都以均匀腐蚀为主,增重曲线遵循幂指数规律.304不锈钢的腐蚀增重比P92钢低近一个数量级,其氧化膜很薄,局部存在少量的疖状腐蚀.氧化膜主要由Cr_2O_3,α-Fe_2O_3,Fe_3O_4和尖晶石结构氧化物组成.P92钢的氧化膜主要由α-Fe_2O_3,Fe_3O_4和尖晶石结构氧化物组成,表层主要含α-Fe_2O_3.延长腐蚀时间.P92钢表面氧化膜在超临界水中溶解,导致氧化膜形貌由致密的多面体颗粒演化为相互连通的多孔网络结构.     

奥氏体不锈钢AL-6XN在超临界水中的腐蚀

研究了奥氏体不锈钢AL-6XN在550℃,600℃和650℃超临界水中的腐蚀行为。采用扫描电镜、X射线能谱仪和X射线衍射仪观察氧化膜的腐蚀形貌、组织结构及元素成分分布。结果表明,AL-6XN不锈钢在超临界水中氧化膜的生长服从固态生长机制,600℃时的腐蚀增重量约为550℃时的3倍,而650℃时其腐蚀增重出现了大幅下降。试样表层形成了富Fe的磁晶石结构腐蚀产物颗粒,其氧化膜呈现双层结构,外层为Fe3O4结构,内层为FeCr2O4和(Ni,Fe)Fe2O4混合尖晶石结构。     

闭塞区中Ni~(2+)对核级304不锈钢高温水氧化行为的影响

核电站服役的高温高压水回路中闭塞区的流动不充分,可能产生异常水化学条件而导致材料服役性能弱化.本文利用国产核级304不锈钢制备了一种简单的模拟闭塞区样品,放入含有Ni~(2+)的高温含氧水中浸泡并对生成的氧化膜进行表征.结果表明:闭塞区从外到内氧化膜外层中的尖晶石结构相的比例逐渐减小,而赤铁矿结构相的比例逐渐增大,模表层的Ni含量逐渐降低.分析表明,Ni~(2+)浓度会显著影响核级不锈钢的氧化行为,闭塞结构会在一定程度上阻碍本体溶液中的Ni~(2+)向闭塞区内扩散,使Ni~(2+)沿闭塞区深度方向形成浓度梯度.导致氧化膜的生长特征沿梯度方向发生明显变化.     

超级奥氏体不锈钢AL-6XN在超临界水中的腐蚀行为

研究了超级奥氏体不锈钢AL-6XN在500℃,550℃和600℃/25 MPa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)和X射线光电子能谱(XPS)分析了氧化膜的显微形貌、组织结构与成分分布。结果表明,氧化膜为双层结构,氧化膜中含Fe₃O₄, Cr₂O₃,Fe₂O₃和FeCr₂O₄相。AL-6XN在超临界水中氧化膜存在脱落现象,脱落程度随温度升高而加剧。     

304不锈钢在高温水中的应力腐蚀破裂SCIEI

采用U型弯曲法应力腐蚀破裂试验、电化学测量以及Auger电子能谱(AES)分析方法研究了温度、氯离子浓度和溶解氧含量在高温水中对304不锈钢的应力腐蚀破坏(SC)敏感性的影响及其与表面膜之间的关系。在空气饱和的高温水中(溶解氧为8ppm),随着温度的升高(200—300℃)或氯离子浓度的降低(500—20ppm)304钢SCC敏感性降低。文中还讨论了氧化膜在SCC萌生和扩展中的作用。     

Influence of chromizing treatment on the corrosion behavior of AISI 316 stainless steel in supercritical water oxidation

SCWO, sometimes referred to as hydrothermal waste processing, uses the solvating traits of water in its supercritical condition to effectively destroy liquid organic wastes. One major problem in the supercritical water oxidation process is corrosion, because all metallic tubes in the process are exposed to high temperature and high pressure as well as severe corrosive species such as Cl⁻, F⁻, S²⁻, and O²⁻. The presence of Cl⁻ when the pH of a solution is very low and the solution has excess oxygen causes active corrosion and metal loss by metal-chloride and/or oxychloride formation. This study performed a chromizing treatment on 316 stainless steel and immersion tests in supercritical water. Weight change of chromized steels and untreated steels was measured, and the chemical state and composition of oxide films on 316 stainless steel were investigated. On the basis of SCWO tests using distilled water, the oxide layer was found to be very thin and homogeneous and weight gain was observed regardless of testing temperature, while the chromizing treatment slightly reduced weight gain. In the case of SCWO tests using salt water, weight loss was observed regardless of testing temperature and its corrosion mode was pitting by chloride ion, while chromizing treatment greatly decreased the corrosion rate.     

Corrosion behavior of ferritic-martensitic steel T91 in supercritical water

The corrosion behavior of a ferritic-martensitic steel T91 exposed to supercritical water at 500 °C and at two different dissolved oxygen concentrations, 25 ppb and 2 ppm, for exposure times up to 505 h was characterized. In this corrosion experiment, all the exposed samples formed a stable oxide layer, but of varying thicknesses. The dissolved oxygen concentration played a significant role in the oxidation behavior of this alloy. For lower oxygen concentration exposure, phase distribution analysis showed a duplex oxide structure, consisting of layered magnetite and spinel phases. Higher oxygen concentration resulted in an additional hematite enriched layer in the outer oxide region. Furthermore, samples exposed to high oxygen content supercritical water exhibited a more porous oxide scale with weaker adhesion to the substrate. Samples of T91 steel whose surface was modified by oxygen ion implantation were tested in the lower oxygen supercritical water environment and were noted to exhibit a lower oxide layer thickness compared to the untreated alloy. The formation of nanometer-sized oxides precipitates at the surface due to oxygen ion implantation appears to influence the nucleation and growth texture of the oxide scale, which may play a role in reducing the oxide layer thickness.     

304L不锈钢在高温高压水蒸气中的应力腐蚀开裂行为

目的 研究304L不锈钢在高温高压水蒸气中的应力腐蚀开裂行为及机理。方法 采用慢应变速率试验分别研究了304L不锈钢在常温常压水、高温高压水、高温高压水蒸气环境中的应力腐蚀开裂行为。利用SEM、三维立体显微镜和XPS,分析试样氧化后断口区域的形貌及元素分布。结果 304L不锈钢在常温常压水中的抗拉强度为730 MPa,拉伸率为94.32%。在高温高压水、高温高压水蒸气环境中的抗拉强度分别为382、379 MPa,拉伸率分别为44.98%、47.38%。304L不锈钢在三种试验环境中慢拉伸后的断口表面布满大量韧窝,断口全貌呈韧性断裂特征,高温高压水、高温高压水蒸气中试样的抗拉强度较常温常压水中明显下降。304L不锈钢在高温高压水环境和水蒸气环境中得到的XPS谱图中各结合能峰位置几乎相同,峰的相对强度因载荷的不同而发生变化。施加载荷后,在高温高压水环境中304L不锈钢表面氧化物中的Cr含量增加,而在高温高压水蒸气环境中的Cr含量略有下降。结论304L不锈钢在高温高压水和高温高压水蒸气环境中具有相似的最大抗拉强度和最大应变值。施加载荷将影响304L不锈钢氧化过程中金属元素扩散的速度,进而影响氧化产物的成分。     

铁素体-马氏体P92钢在600 ℃/25 MPa超临界水中的氧化特性

针对超超临界机组典型用钢铁素体/马氏体P92钢在600 ℃,25 MPa,溶解氧浓度分别为0,100和300 μg/L的超临界水环境中进行了氧化实验研究。结果表明：氧化层为典型的双层结构,外层为富Fe的Fe₃O₄,内层为富Cr的Fe-Cr尖晶石氧化物;不同于550 ℃超临界水环境的氧化结果,氧化膜在氧化初期就产生了裂纹;溶解氧浓度为300 μg/L条件下的氧化试样,内层氧化物与基体之间产生明显的裂缝。并讨论了溶解氧对氧化增重和裂缝形成的影响。     

316不锈钢在300℃高温水中的应力腐蚀破裂

采用慢应变速率试验(SSRT)技术研究了固溶态的和敏化态的316型不锈钢在含5ppm Cl~-的300℃高温水中子不同电位下的应力腐蚀破裂(SCC)行为,并对SCC试样表面膜进行了俄歇电子能谱(AES)分析。结果表明,316不锈钢的SCC敏感性与外加电位以及表面膜小Ni的富集程度和氧化膜厚度等密切相关。     

注锌对316L奥氏体不锈钢氧化膜成分的影响

通过模拟压水堆一回路水环境,对316L奥氏体不锈钢在320℃含锌10μg/kg的高温溶液中进行了1000 h的腐蚀实验,对腐蚀后的试样表面进行了XPS分析。结果表明,试样在含锌溶液中形成了化学成分为(Zn,Fe,Ni)(Cr,Fe)2O4的致密氧化膜,随着腐蚀时间的增加,氧化膜中的富Cr区由内层扩展至整个氧化膜。     

Investigation of the Evolution of the Oxide Scale Formed on 310 Stainless Steel Oxidized at 600 °C in Oxygen with 40% Water Vapour Using FIB and TEM

Detailed microstructure investigations were performed on oxide scales formed on 310 stainless steel exposed isothermally at 600 °C to O₂ with 40% water vapour for 1–336 h. FIB microscopy was used to study the evolution of the surface morphology and to prepare cross-section TEM thin foils of the oxide scales. The foils were investigated by analytical transmission electron microscopy. The results showed that a thin protective base oxide scale had formed after 1 h. Due to Cr loss from the oxide scale through water vapour induced Cr evaporation, local breakaway oxidation occurs, resulting in the formation of oxide nodules. The development of these nodules depends on whether a new Cr-rich healing layer is formed or not. A model for the evolution of the oxide scale is proposed based on the results regarding the composition and distribution of various phases in the oxide scale and subjacent steel.