核电接管安全端镍基690合金微观组织和耐腐蚀性研究

发布时间：2020-06-04 21:12

【摘要】：690系列镍基合金由于优秀的高温强度、热稳定性和耐腐蚀性能,是第三代压水堆核电站使用的重要材料。在压水堆一回路系统接管安全端焊接使用的焊材为690系列的FM-52M镍基合金。低合金钢-镍基合金间的异种金属接头由于核电站运行年数增加以及与反应堆冷却剂的接触、材料热化、焊接接头的残留应力等多维影响发生,会发生应力腐蚀开裂(SCC,Stress Corrosion Cracking)、晶间腐蚀开裂(IGS,Intergranular Corrosion)等的缺陷。因此,研究安全端及合金接头镍基材料焊态组织和耐蚀性对掌握其在核电站一回路水服役环境下的安全性和稳定性具有十分重要的意义。本课题通过选取不同焊接工艺,制备了不同焊态的接管安全端镍基合金组织,并对部分焊态组织进行了热处理。结合光学显微镜(OM)、扫描电子显微镜(SEM)和电子背散射衍射(EBSD)对组织形貌和晶界特征进行观察。根据试验结果阐释焊接工艺及热处理对镍基堆焊层组织特征,如晶粒取向,大角度晶界分布比例,以及晶界析出相M_(23)C_6形貌的影响的规律,并根据显微硬度评价不同工艺下镍基堆焊层的力学性能。通过电化学Tafel极化曲线、双环电化学动电位再活化(EPR),电化学阻抗谱(EIS)和慢应变速率拉伸试验(SSRT),对镍基合金堆焊层的耐腐蚀性能进行了研究。结果表明,焊接工艺会影响镍基堆焊层的腐蚀电位、腐蚀电流密度、晶间腐蚀性能和应力腐蚀开裂敏感性。其中选用高热输入的冷丝TIG工艺制备的镍基堆焊层,相比热丝TIG工艺制备的镍基堆焊层,耐腐蚀性能、腐蚀反应速率、晶间腐蚀敏感性和应力腐蚀开裂敏感性都明显下降。同时,对堆焊层进行600℃的保温热处理会恶化堆焊层的耐腐蚀能力。对于安全端低合金钢镍基690堆焊层-镍基690对接焊缝-690合金管接头,通过含Cl~-溶液及碱性溶液中极化曲线、DL-EPR、EIS、SSRT测试,可以发现,在整个对接环焊缝接头中堆焊层区域的耐腐蚀能力最差,腐蚀速率最高,晶间腐蚀敏感性最大;而对接焊缝区的耐腐蚀性能最好、晶间腐蚀敏感性最小,应力腐蚀开裂敏感性也最低。
【图文】：

压水堆核电站,发电机,用量

上海交通大学硕士学位论文表 1-1 世界核电站运行、建设、计划状态[1, 2]Table 1-1 World nuclear power plant operation, construction, planning status[1. 2]国家运行中建设中计划数用量(MW) 数用量(MW) 数用量(MW)美国 99 99,869 4 4,468 18 8,312法国 58 63,130 1 1,630 0 0日本 42 39,752 2 2,653 9 12,947中国 37 32,402 20 20,500 40 45,700俄罗斯 35 26,172 7 5,520 25 27,755韩国 25 23,077 3 4,020 8 11,600印度 22 6,225 5 2,990 20 18,600全世界 449 392,168 60 60,140 164 170,844

示意图,活化态,晶界析出,腐蚀电池

杂质粒子的产生，产生组织变化，，相对于晶粒内部基体差异造成的。此外还需要在适当的腐蚀介质下，这种差间腐蚀[36-38]。而对于镍基合金的晶间腐蚀机理研究主要包化理论：奥氏体不锈钢和镍铬铁材料在经历高温过程后铬现象。690 合金是含 30%Cr 的奥氏体型镍基合金，所理论的作为分析的论据。奥氏体不锈钢中当含碳量大于度区间内，过饱和碳扩散到奥氏体晶界处，结合晶界附稳定碳化物，析出在晶界。与碳元素不同，铬元素由于慢，因此为碳化物提供铬的附近奥氏体基体中的铬得不铬区。如果晶界附近铬含量低于了钝化的极限值，即降低形成贫铬区，相对于晶粒内部处于钝化态的富铬区，这此局部产生了电位差较大的活化—钝化电池，在特定的受到腐蚀，发生晶间腐蚀。这就是“贫铬理论”的发生机制的奥氏体不锈钢中晶界析出的 Cr23C6相而形成的晶间腐
【学位授予单位】：上海交通大学
【学位级别】：硕士
【学位授予年份】：2018
【分类号】：TG146.15;TM623

【参考文献】