超臨界水冷堆材料的均勻腐蝕及應(yīng)力腐蝕的研究.pdf

1、超臨界水冷堆(SCWR)具有高熱效率、高核燃料利用率、結(jié)構(gòu)簡(jiǎn)化等諸多優(yōu)勢(shì),是我國(guó)近、中期以壓水堆為主的核電技術(shù)進(jìn)一步發(fā)展的自然選擇。SCWR核-熱結(jié)合的特點(diǎn)對(duì)燃料包殼材料的長(zhǎng)期服役性能(耐腐蝕性能、力學(xué)性能以及應(yīng)力腐蝕開(kāi)裂敏感性等)提出了苛刻的要求,而常規(guī)水冷堆鋯合金燃料包殼材料由于其較低的高溫強(qiáng)度和過(guò)快的氧化速率無(wú)法滿足SCWR的運(yùn)用要求,因此SCWR燃料包殼材料的選擇便成為關(guān)鍵研究問(wèn)題之一?；诂F(xiàn)有的知識(shí)和已經(jīng)得到運(yùn)用的材料對(duì)SCW

2、R燃料包殼候選材料進(jìn)行初步的評(píng)估和篩選,現(xiàn)有的研發(fā)工作主要集中于奧氏體不銹鋼、鎳基合金和鐵素體/馬氏體鋼(F/M鋼)這三類材料。
　　本文通過(guò)動(dòng)態(tài)腐蝕實(shí)驗(yàn)研究了奧氏體不銹鋼TP347HFG、鎳基合金825以及F/M鋼12Cr低活性鋼在650℃/25MPa超臨界水環(huán)境中的均勻腐蝕行為。實(shí)驗(yàn)結(jié)果表明,F/M鋼的腐蝕增重率比相同實(shí)驗(yàn)條件下的奧氏體不銹鋼TP347HFG和鎳基合金825的腐蝕增重率要要高出很多,而TP347HFG和12Cr

3、鋼的腐蝕較為嚴(yán)重且分別在實(shí)驗(yàn)1200h和600h后發(fā)生氧化膜剝落現(xiàn)象,其中只有825合金的腐蝕增重小于50mg/dm2。
　　本文通過(guò)慢應(yīng)變速率拉伸(SSRT)實(shí)驗(yàn)研究了奧氏體不銹鋼HR3C、鎳基合金825和800H、低活性F/M鋼12Cr3WVTa在550、600、650℃/25MPa超臨界水環(huán)境中的應(yīng)力腐蝕行為,SSRT實(shí)驗(yàn)的應(yīng)變速率為1×10-6s-1。實(shí)驗(yàn)結(jié)果表明,高鉻、鎳含量的不銹鋼HR3C、825和800H合金表現(xiàn)出了