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。      

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。      

316LN不锈钢在高温高压水环境下的腐蚀疲劳行为研究

在室温纯水、高温纯水及高温硼锂水环境下开展了316LN不锈钢在不同应变幅加载下的腐蚀实验研究，并获得了3种条件下的腐蚀疲劳寿命曲线。结果表明，316LN不锈钢在加载过程中出现了先硬化后软化现象，且随循环周次增加，应力峰值逐渐下降；高温纯水及高温硼锂水环境下材料的腐蚀疲劳性能下降，加速了材料的腐蚀疲劳失效；在高应变幅条件下高温的软化作用占主要影响，低应变幅条件下腐蚀作用占主要影响；试验后的样品断面上均可观察到疲劳辉纹、滑移变形带及二次裂纹，高温水腐蚀环境会加速裂纹扩展，加速疲劳失效。      

超临界二氧化碳环境中800H合金的均匀腐蚀行为

在650℃、20 MPa的超临界二氧化碳(sCO₂)环境中对800H合金进行了均匀腐蚀试验。运用扫描电镜(SEM)、能谱(EDS)和X射线衍射(XRD)等手段对腐蚀后试样表面的氧化膜形貌、成分和结构等进行了观察和分析。结果表明：800H合金在sCO₂中腐蚀1 000 h后，其质量增加了11.2 mg/dm²,腐蚀质量增加随时间的变化近似服从抛物线生长规律；表面氧化膜主要成分为Cr₂O₃,其结构致密且具有保护性；C元素沉积于氧化膜表面，富Al及富Si氧化物存在于氧化膜与基体交界处。