压水堆一回路冷变形316L不锈钢应力腐蚀开裂行为与机理及裂纹扩展速率预测

发布时间：2020-05-11 23:55

【摘要】：核电厂运行经验表明,冷变形是促进奥氏体不锈钢及镍基合金在高温水中腐蚀开裂失效的主要因素之一。然而,目前冷变形不锈钢的应力腐蚀开裂(SCC)机理仍不完全清楚,尚未建立完善的定量分析模型来对应力腐裂纹扩展速率(SCCGR)进行预测。因此,深入探究冷变形不锈钢在核电厂高温高压水环境下的应力腐蚀规律,对于核设备安全性评价、运行维护及寿命预测等具有重要的科学和工程意义。本文以压水堆一回路压力边界设备常用的316L不锈钢(316L SS)为研究对象,重点分析了变形量对其在各种模拟一回路高温高压水环境工况下SCCGR的影响规律。采用改进型的紧凑拉伸试样,通过高精度在线实验,系统性地获得了0%、10%、20%、40%不同塑性变形量的试样在不同温度、不同溶解氧含量、不同杂质离子(Cl~-)浓度,以及不同应力下的SCCGR。通过进一步观察断口和裂纹尖端的形貌,分析材料SCC机理,结合实验所得各种模拟工况的SCCGR数据、以及裂纹尖端水化学分析结果,最终澄清冷变形不锈钢材料的应力腐蚀裂纹扩展机理建立SCCGR的预测公式。本文的主要研究内容和成果如下:(1)对不同塑性变形量试样在含氧水与含氢水中进行了SCCGR实验,发现,316L SS的SCCGR随变形量的增加而升高,而且在含溶解氢(DH)环境中材料的扩展速率变化速率较大。通过测量去应力处理(stress relief treatment,SRT)试样、不同取样方向试样在高温水中的SCCGR,分析变形量与材料的硬度、屈服强度、残余应变/应力与SCCGR的关系,发现屈服强度和材料内部晶界附近的残余应变/应力是冷变形加速奥氏体不锈钢SCCGR的根本因素。(2)通过应力条件对SCCGR影响规律的研究,发现,不同变形量试样的SCCGR都随应力强度因子的升高而增大。但316L SS对应力强度因子的依赖强度受变形量,水化学环境因素影响。变形量越高,材料的SCCGR对应力强度因子的依赖性越低,同样,在越恶劣的水化学环境下,材料的SCCGR对应力强度因子的依赖性越低。(3)采用20%变形量316L SS试样研究了温度、溶解氧、Cl~-、B-Li,加Zn等因素对SCCGR的影响规律,发现:(a)在210~325oC的温度范围内,SCCGR随温度的上升而单调上升;(b)溶解氧含量在0~10 ppm范围内,SCCGR随氧含量的增加而增大。(c)在含氢或含氧水中,当Cl~-浓度增至10 ppb时SCCGR迅速升高,Cl~-浓度在10~100 ppb范围内SCCGR随Cl~-浓度升高上升缓慢;(d)B-Li含量可以改变溶液的pH值,而溶液pH值影响SCCGR。在PWR运行允许的pH值范围内,冷变形316L SS的SCCGR稍低于其在同样温度下纯水中的值;(e)回路中加入60 ppb Zn后,SCCGR降低,裂纹尖端可形成ZnCr_2O_4型的氧化膜。(4)采用40%变形量试样,先后进行应力腐蚀与蠕变实验证明了冷变形316L SS的SCC机理是由于应变促进的晶界的滑移与氧化,蠕变不是导致冷变形316L SS发生SCC的主要因素。最后通过分析不同变形量试样在不同水化学环境下的SCCGR,给出不同形式的SCCGR预测公式。
【学位授予单位】：上海交通大学
【学位级别】：博士
【学位授予年份】：2017
【分类号】：TM623

【参考文献】