超临界水冷堆燃料包壳候选材料的腐蚀行为研究

发布时间：2020-09-14 19:27

　　超临界水冷堆(SCWR)同现有的轻水堆(LWR)相比具有结构简单,布局紧凑,热效率高等诸多优点,因此其被认为是最有可能用来大规模发电的四代概念堆型。然而,水在超过临界点(374℃,22.1MPa)之后,其对堆内结构材料具有极强的腐蚀性。而在所有的堆内构件中,燃料包壳的工作条件最为苛刻。当前,人们对用于超临界火电厂、航空发动机、压水堆核电站、聚变堆以及快堆的相关材料进行了初步的筛选,并且得到了一系列候选材料,但其在SCWR堆内工况下的适用性,尤其是均匀腐蚀性能以及应力腐蚀性能需要进行深入的研究。本文分别对铁素体/马氏体(F/M)钢(P92和T91),奥氏体不锈钢(HR3C和304NG),镍基合金(C276)以及奥氏体ODS钢(316-ODS和310-ODS)在超临界水(SCW)中进行了均匀腐蚀实验。实验结果表明,F/M钢在SCW中的耐均匀腐蚀性能较差,并且表面氧化膜出现了开裂和剥落的现象;高Cr含量的奥氏体不锈钢HR3C具有优良的耐均匀腐蚀性能,而Cr含量较低的304NG钢出现了严重的疖状腐蚀;镍基合金具有极其优良的耐均匀腐蚀性能,当温度由600℃升高到650℃时材料的腐蚀增重反而降低;奥氏体ODS钢同样具有良好的耐均匀腐蚀性能,310-ODS钢表面氧化膜致密完整,而316-ODS钢由于熔炼过程中的缺陷,表面氧化膜结构不均匀。本文采用慢应变速率拉伸(SSRT)的方法分别研究了P92钢,316Ti钢,HR3C钢,C276合金以及310-ODS钢在SCW中的应力腐蚀开裂(SCC)敏感性。在这五种候选材料中,P92钢具有良好的力学性能并且其SCC倾向极低;316Ti钢的力学性能较差,同时其出现了严重的穿晶应力腐蚀开裂(TGSCC);HR3C钢、C276合金和310-ODS钢均具有优良的力学性能,并且这三种材料均出现了沿晶应力腐蚀开裂(IGSCC),但是HR3C钢和310-ODS钢的SCC倾向较低,而C276合金具有极高的IGSCC敏感性。根据本文中的实验筛选结果可知,HR3C钢和310-ODS钢在SCW环境中具有优良的耐均匀腐蚀性能和力学性能,同时还有具有较低的SCC敏感性,因此它们在所有的候选材料中具有较高的优先级。
【学位单位】：上海交通大学
【学位级别】：硕士
【学位年份】：2015
【中图分类】：TL34

【参考文献】