316L不锈钢焊缝耐高速流液态铅铋腐蚀性的研究

发布时间：2020-09-21 18:15

　　在核工业领域,铅铋共晶合金(Lead Bismuth Eutectic,LBE)是第四代核能系统中的铅冷快堆(Lead-cooled Fast Reactor,LFR)以及加速器驱动次临界系统(Accelerator Driven Sub-critical System,ADS)的首选冷却剂,同时还是ADS的散裂靶候选材料。但是高速流液态LBE会对长期暴露其中的包层结构材料造成腐蚀,减少包层结构材料的使用寿命。316L不锈钢因其优异的性能,尤其是抗辐照损伤和耐腐蚀性能,被首选为核用钢种,大规模的被用作核反应堆的包层结构材料。核反应堆的包层结构部件,如主泵叶轮、管道接合处和冷却剂存储箱等,都需要通过焊接进行制造,然而焊缝组织不均匀、焊后残余应力等造成焊缝薄弱性,导致焊缝在高速流液态LBE中被优先腐蚀,且腐蚀过程更加复杂。因此研究316L不锈钢焊缝耐高速流液态LBE腐蚀性具有重要意义,可以为提高核反应堆包层结构材料的耐腐蚀性能及服役寿命提供理论依据。本文首先采用钨极氩弧焊对316L不锈钢板进行对接焊,单面焊双面成形,然后将部分焊后钢板制备成不同表面状态以及进行固溶处理,最后将所有试验材料切割成T型试样,并放入本课题组自主研制的耐高速流液态金属腐蚀试验用装置进行模拟腐蚀试验。所有试验都是在550℃饱和氧浓度的液态LBE中进行,具体试验如下:1)在不同相对流速(1.70 m/s,2.31 m/s,2.62 m/s,2.98 m/s,3.69 m/和4.77 m/s)下腐蚀500 h,研究高速流液态LBE腐蚀机理和相对流速对焊缝耐腐蚀行为的影响;并在不同相对流速(1.70 m/s,2.31 m/s和2.98 m/s)下延长腐蚀时间至1500 h,研究腐蚀时间对焊缝耐腐蚀行为的影响;2)将不同表面状态(180#砂纸打磨,1000#砂纸打磨,机械抛光和电解抛光)试样置于2.98 m/s相对流速下腐蚀500 h,研究表面状态对焊缝耐腐蚀性能的影响;3)固溶处理试样置于2.98 m/s相对流速下腐蚀500 h,研究固溶处理对焊缝耐腐蚀性能的影响。研究结果表明:腐蚀后试样表面都生成了双氧化层,内氧化层为较致密的FeCr_2O_4,向基体内生长,外氧化层为较疏松的Fe_3O_4和PbFe_4O_7,向外生长,易被腐蚀。高速流液态LBE的腐蚀过程主要有元素迁移(造成溶解腐蚀和氧化腐蚀)和磨损腐蚀这两种形式,Cr、Fe和O是元素迁移的关键,磨损腐蚀能剥落氧化层,促进元素迁移。相对流速对焊缝耐腐蚀过程的影响是复杂的,总体上相对流速越快,焊缝表面内氧化层越厚,即腐蚀程度越深。当相对流速小于2.62 m/s时溶解和氧化腐蚀随流速提高而加剧,起主导作用;当相对流速大于2.98 m/s时因较厚的内氧化层严重阻碍元素迁移,溶解和氧化腐蚀被削弱,磨损腐蚀起主导作用。磨损腐蚀是随着相对流速的增加而持续加强的,直至损坏焊缝。当延长腐蚀时间至1500 h时,试样腐蚀程度变深。在相对流速为2.98 m/s时,表面状态粗糙度越小的试样能减小表面磨损腐蚀程度,同时处理表面过程中形成的强化层能阻碍元素迁移,从而提高试样耐腐蚀性能,其中电解抛光试样耐腐蚀性最佳。在相对流速为2.98 m/s时,固溶处理能固溶碳化物和杂质,均匀化组织,减少薄弱区域,从而减少元素迁移速率,提高试样的耐腐蚀性。
【学位单位】：江苏大学
【学位级别】：硕士
【学位年份】：2018
【中图分类】：TG457.11
【部分图文】：

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综合利用效率[14]，即单位产值所需要消耗的能源（单位吨标准煤/万元）为我国 2010 年至 2016 年单位 GDP 能耗变化情况，表 1.2 为 2015 年各 GDP 能耗比较，虽然我国的节能降耗工作取得积极进展，但是能耗强度平均水平及发达国家相比仍然偏高，2015 年我国单位 GDP 能耗是世界平的 1.4 倍，达到 3.7 吨标准煤/万美元，这种能耗强度基本是英、日、德等家能耗强度的 2 倍以上，甚至达到了英国能耗强度的 3.9 倍[15]。5、能源、社会和安全的矛盾日益突出。由于低质型的能源结构，我国每年要量的化石能源，排放大量的温室气体和 CO、NO2、SO2等有害气体（200我国 SO2排放量就已达到 1995 万吨，居世界第一位，此后排放量居高不且在消耗过程中产生大量废弃物，造成土地、水环境等多种污染[16]。同能源短缺，制约社会发展，造成社会生活不便，尤其是农村区域，优质能短缺，而通过大量进口能源又面临安全问题和对外依赖度过大的问题。

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316L 不锈钢焊缝耐高速流液态铅铋腐蚀性的研究台核电机组投入商业运行，正在兴建的有 20 台核电机组。核电装机容量国、日本、法国之后，为世界第四，发电量位列美国和法国之后，为世界第建核电机组数量连续多年世界第一。我国核能发展分三步走战略，即压快堆—聚变堆，目前第四代核能系统的示范堆、核电小型堆和高温气冷入了高速发展阶段，已建成试验型快堆，在战略第二步中取得了重大突破志我国在第四代核能系统的研发方面走在国际先列[25]。

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图 1.3 核反应堆原理图[28]Fig. 1.3 Schematic of nuclear reactor从 20 世纪 50 年代中期到 60 年代初，世界上出现第一代核能系统，目过试验示范形式的核电机组来验证核能发电在实际工程应用上的可行性，有 38 个早期原型反应堆投入运行；从 60 年代中期到 80 年代初，世界上二代核能系统，实现了商业化、标准化等工程应用，单机组的功率水平与比大大提高，至千兆瓦级，期间共有 242 个核电机组投入运行；之后近二间因切尔诺贝利核泄漏事故核电技术发展缓慢，直至 21 世纪以来才开始大进展，出现第三代核能系统，比前代具有更高的安全性和更高的功率，满足美国核电用户要求文件（Utility Reqirement Documents，URD）和欧用户要求文件[29]（European Utility Requirements，EUR）的先进压水Pressurized Water Reactor，PWR）核电机组，目前各国正积极参与第三代

【参考文献】