压水堆安全端异种金属焊接接头镍基焊缝材料应力腐蚀开裂敏感性研究
发布时间：2020-05-29 11:08
【摘要】：安全端异种金属焊接接头(DMW)是压水堆核电站一回路反应堆冷却剂循环系统中的薄弱部位,运行历史表明应力腐蚀开裂(SCC)是其主要失效形式之一。对于异种金属焊接接头材料SCC敏感性的评价,对于现有接头的安全服役和未来相关构件的设计制造具有重要意义。本论文以国产三代压水堆安全端异种金属焊接接头全尺寸见证件为研究对象,重点关注SCC三要素中材料因素的影响,利用扫描电子显微镜(SEM)、透射电子显微镜(TEM)、聚焦离子束系统(FIB)、电子背散射衍射(EBSD)、纳米压痕、原位拉伸、三维X射线成像(3D-XRT)、三维原子探针(3DAP)、透射电子背散射衍射(t-EBSD)、慢应变速率拉伸(SSRT)、模拟一回路水浸泡实验、动态高温高压水循环系统和原位快速划伤电极技术等研究和分析手段,针对镍基合金焊缝材料中的失塑裂纹(DDC)和焊接夹杂等焊接缺陷和焊缝材料的再钝化行为进行多尺度SCC敏感性评价,系统研究了焊接缺陷的微观组织、力学性质及其在模拟一回路水中的腐蚀行为,厘清了不同焊接缺陷的产生机制及其对SCC敏感性的潜在影响,通过对镍基合金焊缝材料再钝化行为的基础性研究探索了利用再钝化参数快速评估材料SCC敏感性的可行性。研究了 DDC成因、微观结构、力学性质及其在模拟一回路水中的腐蚀行为。结果表明,异种金属焊接接头52M镍基合金对接焊缝中紧邻52Mw/316L熔合线处存在约3 mm宽的连续条带状DDC集中区,DDC三维形貌为不规则扁片状空腔,内壁呈波浪状,沿着柱状晶大角度平直晶界呈平行团簇状,尺寸从微米级到毫米级不等。晶界碳化物主要为大尺寸M23C6(M=Cr)而非MC(M=Nb、Ti),因此敏感温度区间内碳化物对晶界的钉扎作用有限。标距段在DDC集中区的52Mw-DCZ试样在SSRT实验中的屈服强度、抗拉强度和断后伸长率(400 MPa,450MPa和20%)均显著低于52M-MZ试样(460MPa,550 MPa和28%),DDC引起了明显的应力集中导致力学性能显著下降。本征的高应力约束焊接结构、由316L和52M热膨胀差异引起的额外应力、不合理的碳化物析出行为和由此引起的不合理晶界结构共同作用造成了异种金属焊接接头镍基焊缝中DDC集中区的出现。DDC集中区为明显的力学性能弱化区,其潜在SCC风险高于镍基焊缝中的其他区域。研究了 Cr夹杂的成因、微观结构、力学性质及其在模拟一回路水中的腐蚀行为。结果表明,Cr夹杂起源于152镍基合金焊条药皮中未完全熔化的大尺寸富Cr金属补剂颗粒。Cr夹杂仅存在于异种金属焊接接头内壁152镍基合金堆焊层中,尺寸约50～150 μm,包括夹杂内核、过渡区和附近的152镍基合金堆焊层基体三部分,过渡区在夹杂内核与152镍基合金堆焊层基体之间连续分布,宽度2～5μm。夹杂内核及过渡区基体为金属Cr,过渡区中析出富Cr碳化物(Cr23C6)及富Ni和Fe的奥氏体枝晶。过渡区化学成分、物相组织及应力状态复杂,表现出明显的纳米压痕硬度峰值(7.66GPa),并在原位拉伸实验中表现出最强的开裂敏感性。考虑到Cr夹杂的出现位置及较强的开裂敏感性,Cr夹杂在长期服役过程中作为SCC起始点的可能性远高于堆焊层基体。研究了拓扑密堆(TCP)相焊接夹杂的成因、微观结构、力学性质及其在模拟一回路水中的腐蚀行为。结果表明,TCP相焊接夹杂同样来自于152焊条药皮中未完全熔化的铁铌合金补剂颗粒。TCP相夹杂存在有内核和无内核两种形态,尺寸范围均在100～200 μm。两种形态的TCP相夹杂均有共晶区和块状奥氏体的组织特征。而有内核TCP相夹杂具有单相菱方结构的Fe7Nb6(μ相)内核,过渡区为双层结构,包括柱状晶层(Fe7Nb6为主)和等轴晶层(Fe2Nb为主),共晶区主要包含Fe2Nb(Laves相)和奥氏体两相。Fe2Nb由Fe7Nb6与奥氏体基体之间的共晶反应生成。TCP相夹杂内核的平均硬度值(17.89 GPa)是152镍基合金堆焊层基体(3.91 GPa)的4.5倍。TCP相夹杂内核比152镍基合金堆焊层基体表现出更高的开裂敏感性,可成为原位拉伸实验过程中的脆性裂纹优先萌生点。在325 ℃模拟一回路水环境中,Fe7Nb6的均匀腐蚀速率约为共晶区奥氏体的7.3倍。TCP相夹杂内核(Fe7Nb6)氧化膜呈三层结构,包括外层六方结构沉积型多面体氧化物颗粒,中层纳米晶氧化物(Nb2O5为主)和内层致密非晶氧化物(NbO为主)。外层六方结构氧化物具体物相组成未知,通过三维点阵对称推导可得其晶格空间群为P6/mmm。原子扩散通道和层状原子堆垛结构共同导致了 TCP相在模拟一回路水中的均匀腐蚀抗力明显低于152镍基合金堆焊层基体。鉴于复杂的化学组成和晶格结构,TCP相的SCC敏感性明显高于152镍基合金堆焊层基体。研究了 52M镍基合金在模拟一回路水中的再钝化行为,结果表明其再钝化行为可借助位置交换模型和高场离子传导模型解释。再钝化初期符合位置交换模型,再钝化后期符合高场离子传导模型。再钝化参数cBV值与SCC敏感性正相关,可作为快速评价材料SCC敏感性的依据。不同极化电位条件下(OCP+200 mV～OCP+600 mV),cBV值随着极化电位升高而增大,SCC敏感性逐渐增加。不同温度条件下(200℃～300 ℃),cBBV值在260℃有最大值,此时的SCC敏感性最大。不同溶解氢含量条件下(0ppm～3.0 ppm),cB 值随着溶解氢含量升高而减小,无氢条件下SCC敏感性最大。
【图文】：
压水堆（Ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ邋ｗａｔｅｒ邋ｒｅａｃｔｏｒ，ＰＷＲ）核电站使用轻水作为冷却剂和慢逡逑化剂。主要由核蒸汽供应系统（一回路系统）、汽轮发电机系统（二回路系统）逡逑及其他辅助系统组成。压水堆核电站示意图见图１．１。压水堆一回路系统又称核逡逑岛，该回路中的主泵将高压冷却剂泵入反应堆压力容器（ＲＰＶ），冷却剂温度逡逑２８６？３２３邋°Ｃ，压力１２？１６邋ＭＰａ，大于冷却剂蒸气压，因此冷却剂始终保持液相。逡逑冷却剂将核燃料受控链式反应产生的热量不断循环传送到蒸汽发生器，蒸汽发逡逑生器管将热量传递给管外的二回路水（２８４？３０５邋°Ｃ），二回路（常规岛）压力逡逑为５．４？７．２邋ＭＰａ，冷却剂受热产生高温蒸汽推动汽轮机发电。做过功的蒸汽经冷逡逑凝后重新回到蒸汽发生器参与循环。冷凝器通过三回路系统冷却蒸汽，三回路逡逑冷却剂常为处理过的海水或江河水。逡逑Ｉ邋一回路逦Ｉ二＠鼹蒸汽逦ｍ逦｜电网Ｚ逡逑卜ｌ丨桯逡逑，掽■丨逡逑１逦霍：
殖反应堆等新一代反应堆技术。与此同时，加强国际间合作，积极探索聚变反逡逑应堆技术。逡逑中国大陆地区核电站的分布如图１．３所示。根据国际原子能机构（ＩＡＥＡ）逡逑核反应堆信息系统（ＰＲＩＳ）的统计数据⑴，截至２０１８年８月，我国大陆地区现逡逑有运行核电机组４３台，包括压水堆４０台，重水堆２台和快中子实验堆１台，逡逑总装机容量３９，，邋３３１邋ＭＷｅ。在建机组１４台，包括压水堆１３台和高温气冷堆１逡逑台，在建装机容量１４，邋１９９邋ＭＷｅ。目前，我国是全球核电机组在建规模最大的逡逑国家。图１．４所示为２０１７年度全球主要国家核电发电量占比。２０１７年，我国核逡逑电发电量２４７，邋４６９邋ＧＷ．ｈ，核电发电量仅占全年发电总量的３．９％，核电在能源逡逑结构中的占比与世界主要核电国家差距巨大。逡逑？运q呋榍裆惧义辖粗敛夂义
本文编号：2686843
【图文】：
压水堆（Ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ邋ｗａｔｅｒ邋ｒｅａｃｔｏｒ，ＰＷＲ）核电站使用轻水作为冷却剂和慢逡逑化剂。主要由核蒸汽供应系统（一回路系统）、汽轮发电机系统（二回路系统）逡逑及其他辅助系统组成。压水堆核电站示意图见图１．１。压水堆一回路系统又称核逡逑岛，该回路中的主泵将高压冷却剂泵入反应堆压力容器（ＲＰＶ），冷却剂温度逡逑２８６？３２３邋°Ｃ，压力１２？１６邋ＭＰａ，大于冷却剂蒸气压，因此冷却剂始终保持液相。逡逑冷却剂将核燃料受控链式反应产生的热量不断循环传送到蒸汽发生器，蒸汽发逡逑生器管将热量传递给管外的二回路水（２８４？３０５邋°Ｃ），二回路（常规岛）压力逡逑为５．４？７．２邋ＭＰａ，冷却剂受热产生高温蒸汽推动汽轮机发电。做过功的蒸汽经冷逡逑凝后重新回到蒸汽发生器参与循环。冷凝器通过三回路系统冷却蒸汽，三回路逡逑冷却剂常为处理过的海水或江河水。逡逑Ｉ邋一回路逦Ｉ二＠鼹蒸汽逦ｍ逦｜电网Ｚ逡逑卜ｌ丨桯逡逑，掽■丨逡逑１逦霍：
殖反应堆等新一代反应堆技术。与此同时，加强国际间合作，积极探索聚变反逡逑应堆技术。逡逑中国大陆地区核电站的分布如图１．３所示。根据国际原子能机构（ＩＡＥＡ）逡逑核反应堆信息系统（ＰＲＩＳ）的统计数据⑴，截至２０１８年８月，我国大陆地区现逡逑有运行核电机组４３台，包括压水堆４０台，重水堆２台和快中子实验堆１台，逡逑总装机容量３９，，邋３３１邋ＭＷｅ。在建机组１４台，包括压水堆１３台和高温气冷堆１逡逑台，在建装机容量１４，邋１９９邋ＭＷｅ。目前，我国是全球核电机组在建规模最大的逡逑国家。图１．４所示为２０１７年度全球主要国家核电发电量占比。２０１７年，我国核逡逑电发电量２４７，邋４６９邋ＧＷ．ｈ，核电发电量仅占全年发电总量的３．９％，核电在能源逡逑结构中的占比与世界主要核电国家差距巨大。逡逑？运q呋榍裆惧义辖粗敛夂义
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