硅元素对奥氏体不锈钢组织结构和力学性能的影响
发布时间：2022-02-13 11:19
铅冷快堆是目前核电领域中重点发展的第四代原子能堆型之一,燃料包壳管是堆芯组件中的核心构件。包壳管对内需要承受高能中子辐照并稳定导出热量,对外需要经受冷却剂冲刷并避免堆芯放射性物质泄露,服役条件非常苛刻,因此快堆包壳管所用材料在流动液态金属、快中子辐照和高温等外部环境因素共同作用下仍需具备良好的综合性能。奥氏体不锈钢具有机械性能良好、耐腐蚀性能优异、价格低廉并且易于加工等特点,被广泛作为快堆包壳管的备选材料。硅元素可以提高奥氏体不锈钢氧化膜的形成能力,改善合金的抗腐蚀性能,但硅元素的添加明显对预变形合金组织结构和力学性能产生影响。本课题以铅冷快堆用奥氏体不锈钢为研究背景,设计了1.0Si、1.5Si和2.0Si三种不同成分合金,借助性能测试和材料显微结构表征等手段来研究分析合金力学性能。实验得出主要结论如下:（1）合金中的硅元素含量由1.0提高至2.0,变形孪晶体积分数增加3.35%,合金的屈服强度提高62MPa,抗拉强度提高76MPa,但合金延伸率没有降低。Si元素降低合金的层错能,提高位错滑移阻力,变形孪晶容易形成;Si元素含量增加促进变形孪晶体积分数增多,提高合金强度。（2）合金经...
【文章来源】：沈阳工业大学辽宁省
【文章页数】：70 页
【学位级别】：硕士
【部分图文】：
钠冷快堆的结构示意图
沈阳工业大学硕士学位论文4图1.2铅冷快堆的结构示意图Fig.1.2SchematicDiagramofLead-CooledFastReatorSystem根据GIF在2014年发布的新版技术路线图表明，在所有第四代核能系统中，铅冷快堆的技术成熟性好、特性优良并且在聚变和裂变领域的应用潜力巨大，有望成为率先实现工业示范和商业应用的核能系统。国际上也在积极开展大量的铅冷快堆工程项目，例如俄罗斯的SVBR-100和BREST-OD-300项目、比利时的MYRRHAADS项目和欧盟的ELFR与ALFRED项目。此外，美国、日本和韩国也在积极开展铅冷反应堆的关键技术与模块化铅冷反应堆的应用开发[7,18-20]。1.2国内外铅冷快堆包壳材料的研究进展燃料组件是铅冷快堆最为核心的部件之一，工作环境十分苛刻。典型的快堆燃料结构的主要构成是有多根燃料棒，集中装置六角形的外套管，而外套管又分别与上下过渡段进行焊接成为一个整体，这个整体就被称作燃料组件。快堆能否安全长期稳定的服役运行，很大程度上取决于燃料组件中包壳管材料的稳定性。图1.3是包壳管的实物图，包壳管是堆芯燃料的第一道保护屏障，可以防止放射性物质泄露危机公共安全，同时也将燃料和冷却剂分开，以保证燃料棒结构完整性。一般包壳管材料需要考虑以下性能要求：①抗辐照性能[21-24]，即包壳材料在中子辐照后材料性能的稳定性，包括耐辐照脆
沈阳工业大学硕士学位论文6图1.3包壳管实物图Fig.1.3SchematicDiagramofCladdingTube图1.4JPCA试样在550℃的液态Pb-Bi中腐蚀3000h后的截面EDX分析Fig.1.4EDXanalysisofthecrosssectionofJPCAspecimenaftercorrosionat550℃for3000hinliquidPb-Bi1.2.1国外研究进展目前，国际上的对于铅冷快堆包壳材料的主流选材基本有两类，一类是已经在大多数国家在钠冷快堆已经成功应用的奥氏体不锈钢，如316、304L以及15Cr-15Ni含Ti奥氏体不锈钢，另外一类则是使用的铁素体/马氏体钢，例如T91等，以及在铁素体/马氏体钢中加入氧化钇形成氧化物弥散强化的ODS钢。（1）奥氏体不锈钢[35-39]奥氏体不锈钢是快堆燃料组件里使用最早的材料，广泛应用于裂变反应堆中，如日本的JOYO使用的316不锈钢，法国SUPER-PHENIXI中使用的15-15Ti等。奥氏体不锈钢拥有良好的加工与焊接性能，使用温度符合核反应堆正常服役温度，组织稳定性良好且有着较好的高温强度，与燃料的相容性较好，生产制备技术完善，价格低廉，便于进行成本控制。然而，奥氏体不锈钢的缺点在于其不耐辐照肿胀和抗液态金属冷却剂腐蚀性能差等问题。316不锈钢的抗辐照设计量小于40dpa，当合金接受高中子辐照极易发生肿胀，远不能达到快堆的工作要求。因此大多数国家都在此316不锈钢成
【参考文献】：
期刊论文
[1]σ相析出对不锈钢力学性能的影响概述[J]. 王永强,林苏华,李娜,罗时浩,朱国辉. 钢铁研究学报. 2016(02)
博士论文
[1]T91和15-15Ti钢在500℃液态铅铋合金氧控条件下腐蚀行为与机理研究[D]. 田书建.中国科学技术大学 2016
本文编号：3623095
【文章来源】：沈阳工业大学辽宁省
【文章页数】：70 页
【学位级别】：硕士
【部分图文】：
钠冷快堆的结构示意图
沈阳工业大学硕士学位论文4图1.2铅冷快堆的结构示意图Fig.1.2SchematicDiagramofLead-CooledFastReatorSystem根据GIF在2014年发布的新版技术路线图表明，在所有第四代核能系统中，铅冷快堆的技术成熟性好、特性优良并且在聚变和裂变领域的应用潜力巨大，有望成为率先实现工业示范和商业应用的核能系统。国际上也在积极开展大量的铅冷快堆工程项目，例如俄罗斯的SVBR-100和BREST-OD-300项目、比利时的MYRRHAADS项目和欧盟的ELFR与ALFRED项目。此外，美国、日本和韩国也在积极开展铅冷反应堆的关键技术与模块化铅冷反应堆的应用开发[7,18-20]。1.2国内外铅冷快堆包壳材料的研究进展燃料组件是铅冷快堆最为核心的部件之一，工作环境十分苛刻。典型的快堆燃料结构的主要构成是有多根燃料棒，集中装置六角形的外套管，而外套管又分别与上下过渡段进行焊接成为一个整体，这个整体就被称作燃料组件。快堆能否安全长期稳定的服役运行，很大程度上取决于燃料组件中包壳管材料的稳定性。图1.3是包壳管的实物图，包壳管是堆芯燃料的第一道保护屏障，可以防止放射性物质泄露危机公共安全，同时也将燃料和冷却剂分开，以保证燃料棒结构完整性。一般包壳管材料需要考虑以下性能要求：①抗辐照性能[21-24]，即包壳材料在中子辐照后材料性能的稳定性，包括耐辐照脆
沈阳工业大学硕士学位论文6图1.3包壳管实物图Fig.1.3SchematicDiagramofCladdingTube图1.4JPCA试样在550℃的液态Pb-Bi中腐蚀3000h后的截面EDX分析Fig.1.4EDXanalysisofthecrosssectionofJPCAspecimenaftercorrosionat550℃for3000hinliquidPb-Bi1.2.1国外研究进展目前，国际上的对于铅冷快堆包壳材料的主流选材基本有两类，一类是已经在大多数国家在钠冷快堆已经成功应用的奥氏体不锈钢，如316、304L以及15Cr-15Ni含Ti奥氏体不锈钢，另外一类则是使用的铁素体/马氏体钢，例如T91等，以及在铁素体/马氏体钢中加入氧化钇形成氧化物弥散强化的ODS钢。（1）奥氏体不锈钢[35-39]奥氏体不锈钢是快堆燃料组件里使用最早的材料，广泛应用于裂变反应堆中，如日本的JOYO使用的316不锈钢，法国SUPER-PHENIXI中使用的15-15Ti等。奥氏体不锈钢拥有良好的加工与焊接性能，使用温度符合核反应堆正常服役温度，组织稳定性良好且有着较好的高温强度，与燃料的相容性较好，生产制备技术完善，价格低廉，便于进行成本控制。然而，奥氏体不锈钢的缺点在于其不耐辐照肿胀和抗液态金属冷却剂腐蚀性能差等问题。316不锈钢的抗辐照设计量小于40dpa，当合金接受高中子辐照极易发生肿胀，远不能达到快堆的工作要求。因此大多数国家都在此316不锈钢成
【参考文献】：
期刊论文
[1]σ相析出对不锈钢力学性能的影响概述[J]. 王永强,林苏华,李娜,罗时浩,朱国辉. 钢铁研究学报. 2016(02)
博士论文
[1]T91和15-15Ti钢在500℃液态铅铋合金氧控条件下腐蚀行为与机理研究[D]. 田书建.中国科学技术大学 2016
本文编号：3623095
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