新型低铬含铝奥氏体不锈钢在超临界水中的腐蚀行为研究

基于超临界水冷堆对结构材料的需求,研究了一种低铬含铝奥氏体不锈钢(AFAs)在600℃、25 MPa的超临界水(SCW)中的均匀腐蚀行为。采用扫描电镜、能谱仪、电子背散射衍射等技术分析了氧化膜的形貌、结构和化学成分。结果表明,低铬AFAs在SCW中腐蚀动力学符合抛物线规律。Al、Cr含量较低,不足以维持独立的氧化铝膜的形成,而是形成外层为磁铁矿、内层为Cr-Al混合氧化物的双层氧化膜结构。这种氧化膜的保护性较差,对低铬AFAs长期腐蚀不利。本研究揭示了低铬AFAs在SCW中的腐蚀机理,并指出充足的Cr、Al含量是材料在SCW中维持耐腐蚀性的基础。本研究可为超临界水冷堆结构材料选用及AFAs研发提供数据支持。

新型含铝奥氏体不锈钢在含硫化氢环境中的腐蚀行为

奥氏体不锈钢由于具有优异的抗氯化物点蚀和应力腐蚀性能,成为油气田环境中最常用的结构材料之一。然而,关于奥氏体不锈钢在Cl--H_(2)S共同存在的腐蚀环境下的腐蚀行为的相关研究还不充分,特别是有关Al、Mo等合金化元素对钝化保护膜的形成行为及耐蚀性能的影响规律尚不清楚。因此,结合奥氏体不锈钢在复杂油气田环境下的应用前景,研究选用创新设计的新型含铝奥氏体不锈钢,通过电化学方法对其在Cl--H_(2)S耦合环境条件下的的耐腐蚀性能展开全面评估,采用XPS、SEM、TEM等显微分析手段观察其腐蚀行为,揭示其耐腐蚀机制和耦合腐蚀介质作用规律。结果表明,新型含铝奥氏体不锈钢尽管在复杂腐蚀条件下未能形成富Al的钝化保护膜层,但由于适量Mo的加入,明显提高了抗点蚀性能,因此具有良好的耐H_(2)S腐蚀性能。

Al含量对含铝奥氏体不锈钢在高温超临界二氧化碳中均匀腐蚀性能的影响研究

为进一步提升奥氏体不锈钢作为超临界二氧化碳核反应堆候选包壳材料的耐腐蚀性能,对比研究了3种不同Al含量的含铝奥氏体不锈钢及不含Al基材在650℃/20 MPa的超临界二氧化碳环境中的均匀腐蚀行为。结果表明,材料的腐蚀增重随Al含量增加而降低,不同Al含量材料的腐蚀增重均近似服从抛物线生长规律。Al含量低于1.5wt%时,材料表面生成双层富Fe氧化膜,保护性差,渗碳层厚度可达约12μm;Al含量高于2.5wt%时,材料表面生成保护性氧化膜,外层富Cr、内层富Al,氧化膜及基体中仍存在渗碳行为,渗碳层厚度减小至约6μm。造成差异的原因是较高Al含量能有效促进保护性富Al氧化膜的形成,抑制Fe的向外扩散和C的向内扩散,进而提升材料的耐氧化和渗碳属性。

两种新型含铝奥氏体不锈钢在超临界二氧化碳中的均匀腐蚀行为研究

为评估新型含铝奥氏体不锈钢在超临界二氧化碳(sCO_(2))核反应堆中的应用前景,通过实验研究了两种新型含铝奥氏体不锈钢(904L-2.5Al和904L-3.5Al不锈钢)及其基材(904L不锈钢)在600℃/20MPa的sCO_(2)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、透射电镜和能谱仪分析了腐蚀前后材料的形貌、结构和化学成分。结果表明,所有材料的腐蚀增重近似服从抛物线生长规律。随着Al含量的增加,材料的腐蚀增重量明显降低,904L-3.5Al不锈钢具有最低的腐蚀增重量。腐蚀后,904L不锈钢表面生成富Fe氧化物,发生渗碳;904L-2.5Al和904L-3.5Al不锈钢表面生成了连续的富Cr/Al氧化膜,未发生渗碳行为。Al含量的增加促进了材料表面保护性富Cr/Al氧化膜的形成,增强了材料在sCO_(2)中的耐氧化及渗碳性能。

新型含铝奥氏体不锈钢在超临界水环境下的腐蚀行为

为了丰富含铝奥氏体不锈钢(AFAs)在超临界水环境下的腐蚀行为研究数据,支持超临界水冷堆(SCWR)包壳材料评估工作,本研究对自主设计的AFAs进行600℃/25 MPa的超临界水腐蚀实验,结合微观分析表征手段分析其腐蚀行为。结果表明,本研究所用AFAs在腐蚀1000 h后的增重达34 mg/dm^(2),约为相同条件下的310S钢的腐蚀增重的一半。AFAs表面形成了双层氧化物,外层主要为Fe_(2)O_(3)和富Ni尖晶石,内层主要为Cr_(2)O_(3)。氧化铝以离散的颗粒形式存在于内层,阻碍扩散过程的同时可以作为Cr_(2)O_(3)的形核位点,促进Cr_(2)O_(3)的形成。因此,本研究所用AFAs在该实验条件下表现出优异的耐腐蚀性能。

含铝奥氏体不锈钢的强化相析出调控和蠕变性能研究进展

根据我国的能源结构,发展大容量、高参数的超(超)临界火电机组和高效的先进核能是解决能源短缺与环境污染之间矛盾的主要途径。为了能够长期在高温、高压的恶劣环境下服役,对发电机组和核能系统结构用材料提出了更苛刻的要求。含铝奥氏体不锈钢兼具优异的抗氧化性能和高温强度,可作为超(超)临界电站及超临界水堆等先进能源系统关键部位的候选材料。蠕变性能是含铝奥氏体不锈钢应用于先进能源系统的重要服役性能,其与析出相(包括碳化物M_(23)C_(6)及MC、Laves相、NiAl相、FeCr相等)的种类、尺寸和分布状态关系密切。如果析出相能以有效钉扎位错的合适尺寸均匀弥散分布于基体中,且具有较好的高温稳定性,那么合金就能获得优异的高温蠕变性能。总结现有的研究成果可知,含铝奥氏体不锈钢的主要发展方向和调控思路是以Super304H、HR3C和TP347HFG为基体,进一步调整Al、N、Si、Ni、V、B等合金元素含量,研究合金在服役过程中纳米级别析出相的分布情况、高温蠕变性能等变化规律。主要研究目标是在控制成本的前提下通过析出相的有效调控,提升合金的高温蠕变性能和抗氧化性能。因此,对析出相的调控方法进行总结和归纳对开发和设计出性能优异的含铝奥氏体不锈钢具有重要的指导意义。本文主要综述了含铝奥氏体不锈钢主要析出相的调控方法,包括调控合金元素和优化热机械处理工艺,进而分析了析出相调控与蠕变性能之间的关系。

含铝奥氏体不锈钢在铅铋堆压力容器中的应用展望

铅铋堆因其液态共晶铅铋合金低熔点高导热的特性,可以实现在极高温度运行下保持极低的运行压力,从而使其在理论上拥有比现有压水堆更高的热效率以及更高的安全性。然而,液态共晶铅铋合金的腐蚀性却极大阻碍了铅铋堆的发展。但值得注意的是,与压水堆一样,铅铋堆目前的设计思路也是采用反应堆压力容器作为一回路压力边界包容液态共晶铅铋合金,因此解决反应堆压力容器耐液态共晶铅铋合金腐蚀问题是推动铅铋堆发展的关键之一。文章主要围绕现阶段研究较热的耐液态共晶铅铋合金腐蚀的含铝奥氏体不锈钢,研究其作为反应堆压力容器耐液态共晶铅铋合金腐蚀涂层以及直接加工成为反应堆压力容器的可行性。

冷变形对含铝奥氏体钢高温时效析出的影响

研究不同冷变形量(0,20%和50%)对固溶态含铝奥氏体不锈钢在650℃、时效120 h后的显微组织和力学性能的影响。研究结果表明:当冷变形量由0增加至20%时,位错密度急剧增加,而当冷变形量增加到50%时,位错密度增加缓慢。在晶内,不同冷变形量的3种样品均可见NiAl析出相,其析出数量与冷变形量成正比。当冷变形量为20%时,可使NiAl相尺寸略微细化;而当冷变形量增加到50%时,可使NiAl相的尺寸略微粗化。在晶界处,3种样品均析出较多的Cr_(23)C_(6)。冷变形量分别为20%和50%的样品,晶界处Laves相和NiAl相的析出量增多,但Laves相在晶内的析出量则较少。在室温时,适当的冷变形量会使实验钢的强度显著提高,进一步加大冷变形量对强度的贡献很小,但会明显削弱实验钢塑性;高温时,50%冷变形量样品的强度比20%冷变形量的样品强度低,但塑性略有提高。综上所述,当冷变形量为20%时,合金具有良好的拉伸性能。

一种含铝奥氏体不锈钢的高温氧化行为

采用称量法研究了新型Cr21Ni35Nb Al钢分别在700℃、800℃和900℃空气中的静态氧化行为,并绘制其高温氧化动力学曲线。结合X射线衍射(XRD)、扫描电镜(SEM)及能谱分析(EDS)对高温氧化膜层的形貌及结构进行表征。结果表明:新合金的高温氧化动力学曲线遵循抛物线规律,700℃氧化膜主要为(Fe_(0.6)Cr_(0.4))_2O_3和少量Al_2O_3;800℃氧化膜较为复杂,主要为Al_2O_3、(Al_(0.9_C_(r0.1))_2O_3和少量Fe(Cr,Al)_2O_4;900℃时氧化膜主要为Al_2O_3和少量(Al_(0.9_C_(r0.1))_2O_3。

基于S35140钢的超低碳成分设计和力学性能研究

S35140钢是一种基于25Ni-20Cr的奥氏体耐热钢,为了获得高强度,通常会提高碳含量,但碳含量较高不利于高温时效稳定性和长期耐腐蚀性能。本文在S35140钢的基础上,大幅度降低碳含量,并通过调控N和Nb等微合金元素含量,以及加入Ti元素,促使析出新的强化相,弥补减少碳含量所导致的强度降低。同时引入一定量的Al元素,增强S35140钢的高温强度和抗氧化性能。研究表明,加入微量Nb, N,Ti元素的热轧态实验钢析出了氮化物和细小的Laves相,这些析出相具有较强的强化作用,使其拉伸性能不亚于具有较高碳含量的S35140钢;加入4.7%Al(质量分数)元素后,实验钢的基体中出现了铁素体和奥氏体双相组织,同时析出大量B2-NiAl相,使其室温和高温拉伸强度以及室温韧性均高于其它成分的实验钢。

热处理工艺对AFA耐热钢组织和力学性能的影响

为考察热处理工艺对AFA耐热钢组织和力学性能的影响,本文利用光学显微镜、扫描电镜、X射线衍射等技术,研究了新型含铝奥氏体耐热钢(AFA)在不同保温温度和冷却方式下的组织演变规律及力学性能的变化。结果表明:加热温度和冷却方式对试样的显微组织均产生影响。随着保温温度的升高,晶粒的平均尺寸逐渐增大。在1150和1200℃保温冷却后,空冷试样的晶粒尺寸略大于炉冷试样。不同温度下保温冷却后,析出相在晶内和晶界均有分布,晶内析出相形状变为圆形或颗粒状,晶界处变为长条状,但种类并未发生改变。析出相的平均尺寸随着保温温度的升高而增大。在1200℃下炉冷后,析出相的平均尺寸、面密度和晶界覆盖率均高于空冷,此时炉冷试样的硬度值达到170 HV,高于空冷,但抗拉强度和延伸率较低,分别为680 MPa和13.04%。