超临界水环境中应变速率对国产镍基合金应力腐蚀开裂敏感性的影响

采用慢应变速率试验(SSRT),研究了不同应变速率下国产镍基合金C-HRA-1在650℃、25MPa超临界水环境中的应力腐蚀开裂(SCC)敏感性。采用扫描电子显微镜(SEM)观察了试样的断口形貌和表面裂纹形貌,采用能谱仪(EDS)分析了裂纹尖端附近的元素组成及分布。结果表明:在不同应变速率下,C-HRA-1均表现出SCC敏感性,随着应变速率的降低,SCC敏感性逐渐升高;在应力腐蚀过程中,裂纹的形成与扩展受氧化和力学耦合作用的影响,裂纹尖端发生了晶界氧化,裂尖结合力降低,从而导致裂纹扩展。

SiC/SiC_(f)复合材料包壳管在高温高压水中的应力腐蚀开裂行为

针对SiC/SiC_(f)复合材料包壳管,采用三点弯加载方法,在模拟压水堆一回路水化学工况的高温高压水中开展了应力腐蚀开裂(SCC)试验,通过腐蚀形貌分析了该材料的抗SCC能力。结果表明:在三点弯加载和高温高压水环境的作用下,该复合材料包壳管外涂层发生氧化及腐蚀溶解,部分区域出现裂纹扩展和涂层剥落现象,而涂层剥落又进一步加剧了外涂层的腐蚀溶解,导致外涂层过早失效和SiC纤维层暴露;在应力和水化学环境的耦合作用下,中间层SiC纤维出现腐蚀溶解和裂纹扩展现象,SiC纤维层表面的裂纹扩展没有明显的取向性,交叉裂纹的不断产生最终导致纤维层的断裂和整体失效。在涂层表面的孔隙缺陷处易产生应力集中,从而成为裂纹萌生位置,需优化涂层制备工艺。

高温水中硫酸根阴离子对Inconel 600合金应力腐蚀开裂的影响

采用慢应变速率试验(SSRT)研究了硫酸根阴离子浓度对Inconel 600镍基合金在模拟压水堆(PWR)一回路水中应力腐蚀开裂(SCC)敏感性的影响。结果表明:硫酸根离子促进Inconel 600镍基合金在高温水中的应力腐蚀开裂;随着硫酸根离子浓度升高,合金SCC敏感性增大;当高温水中硫酸根离子含量超过300μg/kg时,断口边缘出现局部腐蚀和局部穿晶裂纹。

304不锈钢在核电站二回路水环境中的应力腐蚀开裂行为

采用慢应变速率试验评价了在模拟压水堆核电站二回路中,氨、乙醇胺、氨+乙醇胺三种pH调节剂对304不锈钢抗应力腐蚀性能的影响,并通过扫描电镜对材料断口形貌进行观察。结果表明:304L不锈钢在三种模拟溶液中具有应力腐蚀敏感性,且应力腐蚀敏感性相当。

压水堆一回路系统600合金部位应力腐蚀开裂风险分析

本文介绍了因科镍600合金在压水堆核电厂一回路水环境下发生一回路水应力腐蚀开裂(PWSCC)的机理和影响因素,并从因科镍600合金失效案例、各部位对应力腐蚀开裂的敏感性,以及表面加工工艺的影响等方面进行分析,对国内某核电机组一回路600合金部位发生应力腐蚀开裂的风险进行了评价,认为稳压器接管安全端异种钢焊缝及电加热器贯穿件部位风险最高,一回路热段相关部位风险次之,需要进一步加强监督管理,以确保机组安全运行。

法国核电应力腐蚀问题对我国核电技术发展的启示

2022年,法国电力公司(EDF)大量核电机组因一回路管道应力腐蚀开裂(SCC)问题而停堆检修,对法国甚至欧洲的生产生活造成巨大影响。针对该事件,在总结国内外核反应堆类似失效案例及材料老化研究成果的基础上,对反应堆不锈钢部件的SCC问题的机理、影响因素、抑制措施开展了分析,并结合我国核电机组服役时间逐渐延长,材料老化、设备失效问题日益突出的现状,提出我国核电运维改进措施,如优化残余应力、加强监督和检查,研发更有效的无损检测技术等。同时,探讨了我国在反应堆材料老化研究方面的发展方向。

奥氏体不锈钢和镍基合金在550℃/25MPa超临界水中的应力腐蚀开裂敏感性

研究了奥氏体不锈钢316Ti、HR3C、TP347和镍基合金718在550℃/25MPa超临界水中的应力腐蚀开裂(SCC)敏感性。通过慢应变速率拉伸试验得到相应的应力-应变曲线。结果表明,在本次试验工况下三种奥氏体不锈钢的屈服强度、抗拉强度和延伸率都非常接近,但镍基合金718的强度远高出其他材料,同时延伸率也大幅降低。扫描电镜对试样侧面以及断口形貌的观察分析发现:316Ti和TP347的失效模式均为穿晶韧性断裂;HR3C则表现为沿晶和穿晶的混合型韧性断裂;718的失效模式则几乎全是沿晶的脆性断裂。

温度对高温水中奥氏体不锈钢应力腐蚀开裂速率的影响

温度是影响核电站材料在高温水冷却剂中应力腐蚀开裂的关键参数之一.测试和分析了温度对不同外加应力水平下不同屈服强度奥氏体不锈钢在高温纯水中应力腐蚀开裂速率的影响.发现在110℃～288℃温度范围内,冷加工316L不锈钢的应力腐蚀开裂扩展速率为热激活过程.应力腐蚀开裂速率的表观活化能与温度区间、应力强度因子大小和屈服强度有关.分析了试验结果与文献报道的温度影响奥氏体不锈钢应力腐蚀开裂的几种类型和相关联的因素.

高温水中应力腐蚀开裂机理及扩展模型

核电站结构材料在高温水中应力腐蚀开裂是影响安全运行的重要因素。总结了合金成分、载荷和环境介质等多种因素对奥氏体合金在高温水中应力腐蚀开裂扩展过程的影响规律,简要介绍了几种应力腐蚀开裂机理模型。分析了高温水中的应力腐蚀开裂基元过程,提出了载荷对合金在高温水中界面反应的物理加速作用和物理化学加速作用原理。发展了基于连续介质力学裂纹尖端力学场与氧化动力学相结合的裂纹扩展速率的形变/氧化交互作用理论模型,针对模型中使用的准固态氧化动力学规律以及裂尖渐进场的适用性进行了分析,发现环境温度、材料成分和水化学对氧化动力学的影响与相应条件下奥氏体合金应力腐蚀开裂行为变化特征相对应,裂尖渐进场的适用性也得到了验证。将形变/氧化交互作用模型应用于多种条件下不锈钢和镍基合金在压水堆一回路水中应力腐蚀开裂扩展速率评价,所得模型预测结果与实验室和现场数据结果相一致。

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730MPa,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、379MPa,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。

几种新型不锈钢在超临界水中的应力腐蚀开裂行为

研究14Cr-ODS、16Cr-ODS与310奥氏体钢在600℃/25 MPa的超临界水中的应力腐蚀开裂行为。通过慢应变速率拉伸实验得到应力-应变曲线,以及不锈钢的抗拉强度和伸长率。应力-应变曲线显示14Cr-ODS与16Cr-ODS都出现颈缩,而310奥氏体钢没有颈缩,达到极限强度后直接断裂,表现为脆性断裂特征。用扫描电镜对断口形貌进行观察,结果表明:16Cr-ODS的伸长率达到20%,断口成杯锥状,存在明显颈缩,但没有应力腐蚀开裂敏感性;14Cr-ODS断面上有韧窝出现,没有明显的应力腐蚀开裂敏感性;310奥氏体钢断裂方式几乎全为沿晶脆断,具有应力腐蚀开裂敏感性。

高温水中硫酸根离子质量浓度对Z3CN20.09不锈钢应力腐蚀开裂的影响

采用慢应变速率试验(SSRT)测试了模拟压水堆核电厂一回路水中硫酸根离子(SO_(4)^(2–))质量浓度对Z3CN20.09铸造奥氏体不锈钢(CASS)应力腐蚀开裂(SCC)敏感性的影响。测试结果表明:Z3CN20.09不锈钢在6种水环境中进行SSRT后断口附近都出现不同程度的颈缩现象;在不含SO_(4)^(2–)的正常压水堆(PWR)水质中,不锈钢的破断延伸率最大,断裂面均为韧窝状的断口,SCC抗力强;高温水中SO_(4)^(2–)质量浓度为100~1 500μg/L时,SSRT断口出现明显的SCC现象,断口表现为脆性+韧窝混合型;不同相及相界对SO_(4)^(2–)腐蚀的敏感性和SO_(4)^(2–)对合金表面钝化膜的劣化作用是促进Z3CN20.09铸造奥氏体不锈钢局部腐蚀和SCC的重要因素。

TP439不锈钢在高温高压水中的应力腐蚀开裂行为

采用扫描电镜、动电位极化曲线和慢应变速率试验研究了TP439不锈钢的组织形貌及其在高温高压水中的应力腐蚀开裂行为。结果表明:TP439不锈钢的微观组织为典型的铁素体等轴晶粒,晶内分布有一定数量的细小碳化物;3.5%(质量分数)NaCl溶液中,其腐蚀电位为-0.25V(SCE,下同),点蚀电位约为0.18V;三种温度条件下铁素体不锈钢的慢应变拉伸曲线相似,断口形貌主要为韧性断口;温度对铁素体不锈钢在高温高压水中应力腐蚀行为无明显影响,TP439不锈钢在此环境中的应力腐蚀敏感性较低。

焊态奥氏体不锈钢在含氯酸性水中的应力腐蚀开裂敏感性研究

为探索焊态奥氏体不锈钢在酸性水中的适用性,采用慢应变速率拉伸试验,模拟考察了现场工况:60℃,H_(2)S和CO_(2)分压分别为1.2 MPa和0.8 MPa的含氯酸性水中,焊态304L和焊态316L产生应力腐蚀开裂(SCC)敏感性的Cl^(-)阈值。结果表明,两种焊态金属在不含氯的酸性水中均具有SCC敏感性;焊态304L在不含氯的酸性水中发生脆断;焊态316L在5000μg/g Cl^(-)的酸性水中呈现准解理特征;随着Cl^(-)浓度的升高,两种焊态金属的SCC敏感性明显增强。因此,原料天然气管线及过滤设备不推荐使用焊态304L,当使用焊态316L时,应提前对原料天然气进行分液,尽量减少酸性水的夹带。

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。

抗H_2S应力腐蚀开裂热交换器专用钢(08Cr2AlMo钢)的研究

在抗H2 S -HCN -H2 O系应力腐蚀用钢 12Cr2AlMoV钢的基础上开发出来的 0 8Cr2AlMo钢具有和 12Cr2AlMoV钢相当的抗硫化氢应力腐蚀开裂的能力 ,同时还具有比碳钢与12Cr2Mo1钢高的抗循环水、软化水及盐酸水溶液的耐蚀性。由于合理的化学成分和优良工装及精炼工艺条件使0 8Cr2AlMo钢的纯净度大大提高 (夹杂物 <1 5级 ) ,硬度降低 (<15 0HB) ,并配有专用的焊接材料 ,使其具有良好的可焊性和制造性能 ,可广泛用于制造石油炼制系统热交换器管束 ,使用温度范围为 - 6 0℃到 5 0 0℃。

硫酸根离子和电极电位对异材焊接件A508/52M在高温水中应力腐蚀破裂的影响

采用慢应变速率拉伸(SSRT)、电位测控和水中掺杂的方法,研究了SO_4^(2-)和电极电位对异材焊接件A508/52M在模拟压水堆核电站主回路高温水环境中应力腐蚀破裂(SCC)行为的影响。结果表明:在有和无SO_4^(2-)掺杂的水环境中,试样SSRT的力学行为和断口形貌随电极电位变化的规律相似,即在低电位区均在远离界面的镍基合金焊缝处发生韧性断裂,与氮气环境中的拉伸试验结果相似;在高电位区,试样在焊接件界面周围区域发生SCC脆断;但掺杂10 g·m^(-3)的SO_4^(2-)后,试样发生SCC的临界电位明显降低,说明SO_4^(2-)的存在增加了该异材焊接件在主回路水中的SCC敏感性。最后探讨了相关试验现象的机理和该研究的工程意义。

压力容器用钢A533B在模拟压水堆高温水中的应力腐蚀破裂敏感性

采用慢应变速率试验(SSRT)技术研究了环境因素(温度、溶解氧、Cl^-)对压力容器用钢A533B在模拟PWR高温水中的应力腐蚀破袭(SCC)敏感性的影响。结果表明,溶解氧含量是影响A533BSCC敏感性的关键因素,Cl^-浓度的增加导致SCC敏感性增大。电化学测试结果表明,A533B在PWR水中的穿晶应力腐蚀破裂(TGSCC)与其表面膜钝化-活化转变密切相关。

电极电位和应变速率对16MND5/309L/308L异材焊接件高温水中应力腐蚀破裂行为的影响

采用慢应变速率试验(SSRT)方法,研究了电极电位和应变速率对低合金钢-不锈钢异材焊接件16MND5/309L/308L在模拟压水堆一回路高温水环境中应力腐蚀破裂(SCC)的影响。结果表明:在5×10-7 s-1应变速率条件下,在-720^+100mV(相对于标准氢电极SHE,下同)的低电位区,所有SSRT试样均在远离界面的308L焊缝金属区发生纯力学韧性断裂,与在氮气中的试验结果类似;当外加电位提高到+200mV后,试样在16MND5/309L界面发生SCC脆断,界面附近的16MND5侧发生穿晶SCC,309L侧发生沿晶SCC。该异材焊接件在该高温水环境中存在一个临界破裂电位,高于此电位发生SCC,在5×10-7s-1的应变速率下,该临界破裂电位处于+100^+200mV;降低速应变率至1×10-7s-1,临界破裂电位仍处于+100^+200mV;提高应变速率至1×10-6s-1后,在+200^+300mV电位区也没有显示出SCC。

316Ti在超临界水环境中的应力腐蚀和均匀腐蚀行为

采用慢应变速率拉伸(SSRT)试验研究了奥氏体不锈钢316Ti在550℃/25 MPa、600℃/25 MPa和650℃/25MPa超临界水(SCW)中的应力腐蚀开裂(SCC)敏感性,及其在超临界650℃/25 MPa、次临界290℃/15.2MPa水环境中的均匀腐蚀性能;同时研究了其在空气中不同温度条件下的机械强度。结果表明,随着温度的升高,316Ti的机械强度和延伸率逐渐下降;试验后断面SEM表明,316Ti在550℃和600℃时具有应力腐蚀开裂的倾向,在650℃时没有应力腐蚀开裂倾向,但在三种温度下试样标距段均未发现裂纹。参照其在空气中不同温度下的机械强度数据,可知其屈服强度和抗拉强度基本上随温度的升高而降低。316Ti在超临界水环境中的腐蚀试验表明,其腐蚀呈现出增重特征,并且满足幂函数生长规律;而其在次临界条件下的腐蚀却呈现出减重的特征。