核电站重水回收管用不锈钢应力腐蚀破裂和点蚀行为研究

发布时间：2023-04-02 14:22

　　L级低碳奥氏体不锈钢以其良好的耐腐蚀特性被大量应用于核电站关键结构部位。本工作以重水堆核电站重水回收系统的304L和316L不锈钢引漏管的腐蚀失效为背景,研究了这两种不锈钢在模拟服役环境中的应力腐蚀破裂(SCC)和点蚀行为,包括电极电位和温度对SCC敏感性的影响、温度和溶液对点蚀的影响,目的是为理解工程失效、预测和控制腐蚀提供相关科学依据。具体研究工作如下:1.用慢应变速率试验(SSRT)测试了两种材料在模拟服役的250℃模拟溶液(含0.7mg/LLi+、100mg/L Cl-)中的SCC特性,考察了电极电位对不同材料SCC的影响。结果表明:304L和316L均发生了不同程度的SCC,断裂形貌为穿晶准解理破裂;电极电位对试样的SCC有显著影响,随着电极电位的降低,316L的SCC敏感性明显减小,304L的SCC敏感性也有所降低只是幅度较小。2.用SSRT测试了两种材料在模拟服役的150℃模拟溶液中的SCC特性,研究了电极电位和温度对不同材料SCC的影响。结果表明:304L和316L不锈钢在150℃也表现出不同程度的SCC,但SCC敏感性相对250℃的较低。即降低温度,两种材料的SCC敏...

【文章页数】：77 页

【学位级别】：硕士

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主要符号表
第1章 绪论
    1.1 前言
    1.2 核电概述
        1.2.1 核电的发展
        1.2.2 核安全的重要意义
    1.3 核电站奥氏体不锈钢腐蚀行为研究文献综述
        1.3.1 不锈钢的点蚀
        1.3.2 奥氏体不锈钢在高温水环境中的应力腐蚀
    1.4 本课题工程背景
        1.4.1 秦山三期CANDU堆和重水回收管线简介
        1.4.2 重水回收管线模拟验证试验
    1.5 研究目的及研究内容
        1.5.1 本论文工作的目的
        1.5.2 研究内容
第2章 试验材料及试验方法
    2.1 试验材料及试样尺寸
        2.1.1 试样材料
        2.1.2 试验试样尺寸及制备
        2.1.3 试验溶液
    2.2 试验方法及设备
        2.2.1 极化曲线及CPT的测试方法及设备
        2.2.2 应力腐蚀破裂的试验方法
第3章 不锈钢在250℃模拟溶液中的应力腐蚀破裂
    3.1 前言
    3.2 试验结果与断口形貌分析
        3.2.1 试验结果
        3.2.2 316L断口形貌分析
        3.2.3 304L断口形貌分析
    3.3 结果与讨论
    3.4 本章小结
第4章 不锈钢在150℃模拟溶液中的应力腐蚀破裂
    4.1 前言
    4.2 试验结果与断口形貌分析
        4.2.1 试验结果
        4.2.2 304L断口形貌分析
        4.2.3 316L断口形貌分析
    4.3 结果与讨论
        4.3.1 电极电位对不锈钢SCC的影响
        4.3.2 温度对不锈钢SCC的影响
    4.4 本章小结
第5章 不锈钢在模拟溶液和3.5%氯化钠溶液中的点蚀
    5.1 前言
    5.2 30℃和60℃点蚀试验
        5.2.1 阳极极化曲线试验结果与讨论
        5.2.2 两种不锈钢在不同溶液中的CPT试验
    5.3 高温水中点蚀试验
    5.4 本章小结
第6章 全文总结与展望
    6.1 全文总结
    6.2 展望
参考文献
致谢
在学期间发表的学术论文和参加科研情况



本文编号：3779378