核电堆焊材料308L的组织、热老化行为及其对高温水氧化行为的影响

发布时间：2020-10-16 08:33

　　 对于核电站核岛三大主设备(压力容器、稳压器和蒸汽发生器),其外壳材料均采用低合金钢锻件上堆焊309L+308L奥氏体不锈钢堆焊层的方式制造,因此奥氏体不锈钢堆焊层在核电苛刻的服役环境(280～320℃)下的性能对核电站的安全有效运行起着重要的影响。同时,由核电站服役周期寿命较长,不锈钢堆焊层在长期服役环境中由于热老化的作用会导致材料的性能下降,从而成为制约核电站服役安全的关键因素之一。本文主要研究了国产化308L不锈钢堆焊层的组织、热老化行为及其对氧化行为的影响。通过金相显微镜、扫描电镜和透射电镜对堆焊层组织进行了观察和分析;结合小冲孔试验和原位拉伸实验揭示了热老化前后堆焊层组织中各相的形变断裂行为特征;同时通过腐蚀增重(失重)实验结合X-射线衍射和X-射线光电子能谱对堆焊层在高温高压环境下形成的氧化膜进行了表征。通过以上实验结果阐明了国产堆焊材料308L的组织、力学损伤和高温水氧化行为变化的规律和机制,同时揭示了堆焊材料性能损伤与组织演变之间的相关性。得到的主要结论如下:(1)E308L焊条堆焊层组织由奥氏体基体和蠕虫状(岛装)铁素体组成。高的Cr含量导致堆焊层材料中铁素体含量的增加,通过形成更为致密的富Cr内层氧化膜降低了氧化过程中的金属离子溶解和氧化量,导致了堆焊层表面较少富Fe氧化物的形成和较小的重量(腐蚀增重和失重)变化;而焊后热处理(post weld heat treatment,简称PWHT)导致奥氏体和铁素体相界面处碳化物的析出,导致奥氏体和铁素体相界面点蚀的出现,增加了堆焊层材料中金属离子氧化量和溶解量,从而导致堆焊层表面形成更多的富Fe氧化物和较大的重量(腐蚀增重和失重)变化。(2)EQ308L焊带堆焊层组织由奥氏体基体和10%的树枝状(多边形状)铁素体组成。400℃热老化处理对铁素体含量和形态没有明显影响,但导致了铁素体内部调幅分解和析出物的产生。热老化1000h下铁素体内部出现明显的调幅分解现象,热老化5000 h下铁素体内部析出物G-相主要沿着位错线析出。热老化10000 h下的铁素体位错,基体和相界面上均有析出相的产生,其中位错线和基体上的析出物包括面心立方的富Si相和G-相。富Si相,其成分为(Fe,Mn)3Si相,主要沿着铁素体位错线和基体上的G-相生成。Ni-Mn-Si簇中各元素的不均匀分布导致了富Si相的析出。(3)小冲孔试验中,堆焊层材料小冲孔能量随着热老化时间的增加逐渐降低,其中热老化0-1000 h下调幅分解的存在导致了小冲孔能量的快速下降,而热老化1000 h后小冲孔能量的缓慢下降受到调幅分解和析出物(G-相和富Si相)的共同影响。未热老化铁素体和奥氏体相在小冲孔实验中都表现出较好的塑性。热老化导致铁素体相的硬化,从而能增加了铁素体相的脆性敏感性。热老化后铁素体内部形成弯曲型的滑移带,微裂纹在相界面处萌生并沿着铁素体内部滑移带进行扩展。硬化的铁素体和相界面高的应力集中导致了铁素体的脆性断裂和相界面的直接分离。(4)原位拉伸实验中,未热老化奥氏体和铁素体相内部均形成了直线型滑移带,滑移带与相界面的相互作用为微裂纹的萌生提供了条件。热老化对奥氏体相的形变行为没有明显的影响,但导致了铁素体相硬化和内部弯曲型滑移带的生成,调幅分解和析出相的存在导致裂纹优先在弯曲型滑移带处生成。碳化物的存在导致试样中奥氏体/铁素体/碳化物界面处微裂纹的形成,而热老化后的硬化铁素体降低了试样中铁素体/碳化物界面微裂纹萌生的敏感性。(5)热老化对奥氏体相表面氧化膜的成分和结构影响不大,而对铁素体相表面氧化膜的厚度和成分有明显的影响。未热老化铁素体相表面氧化膜外层为平均尺寸为500 nm的Fe3O4颗粒,内层为厚度100 nm的Fe-Cr氧化层(FeCr204和Cr203);热老化后铁素体相表面氧化膜外层由Fe304和FeCr204颗粒组成,其平均尺寸为700 nm,内层为厚度300 nm的Fe-Cr氧化层(FeCr204,Fe304和Cr203)。调幅分解的存在是导致热老化后铁素体相氧化程度增加的主要原因,同时G-相和富Si相的存在增大了铁素体相内部的贫Cr程度,进一步增加了老化后铁素体相的溶解和氧化。除此之外,相界面处碳化物的存在也会促进堆焊材料的氧化。
【学位单位】：北京科技大学
【学位级别】：博士
【学位年份】：2018
【中图分类】：TG455
【部分图文】：

定装机容量），占全国电力装机约２．０４?％。２０１６年１－１２月全国累计发电量??为５９１１１．００亿千瓦时，商运核电机组累计发电量为２１０５．１９亿千瓦时，约??占全国累计发电量的３．５６?％［４，５】。根据相关统计数据显示（图２－２），截止到??２０１６年１２月，中国的核电份额在我国电力供应中仅为３％左右。根据国家规??划，到２０２０年，我国核电装机容量要达到５８００万千瓦，在建容量要达到３０００??万千瓦以上［６，７１。大力发展核电成为我国目前清洁能源发展的主要目标之一，??形成国际先进的集技术开发、设计、装备制造、运营服务于一体的核电全产??业链发展能力，中国核电建设正进入全新时代。??２０１４以来，世界上各国都在通过各种途径为以后大力发展核能创造便利??条件。美国发布了能源战略《作为经济可持续增长路径的全面能源战略》，在??此报告中，核能作为低碳能源的重要作用仍然得到了重视。同时美国环保署??发布了环保新政

在工艺上具有很大的灵活性［１Ｇ－１２】。因此堆焊技术也被广泛运用到核电设??备的制备当中。??图２－３为国际上广泛运用的压水堆核电站示意图。从图２－３中可以看出，??压水堆核电站主要分为三个回路，其中压力容器、稳压器以及蒸汽发生器为??－５－??

表面二层不锈钢堆焊层主要起到降低腐蚀的作用。目前广泛使用的材料为??３０９Ｌ／３０８Ｌ不锈钢，其中３０９Ｌ不锈钢为过渡层，３０８Ｌ不锈钢为防腐层［１４４７］。??图２－４为压水堆核电站中不锈钢堆焊层示意图。??ＩＴ，?而雜?Ｈ?ｊ＝ｎ，嫩，??Ｊｉｕ?虹??挑Ｕ０?綱?ｕ??＂＾ｊ１＂?锇环冷玆＃？（海水》??ＴＣＪ）??．?．??图２－３压水堆核电站示意图??ｙ／?ｙ／?３０８Ｌ??３〇５，Ｌ８｛??—讀?／??图２－４压水堆核电站中不锈钢堆焊层示意图??２．２．２核电站中不锈钢堆焊的工艺参数要求??对于核电不锈钢堆焊焊接工艺一般分为带极电渣堆焊（ＥＳＷ）和带极埋??弧堆焊（ＳＡＷ）二种，二种焊接工艺的区别如图２－５所示［１８］。??－６－??
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本文编号：2843024