核级308L不锈钢焊材的热老化和辐照损伤研究
发布时间:2021-04-02 00:26
308L不锈钢焊材具有良好的力学性能和耐腐蚀性能,被广泛用于制备压水堆(PWR)核电站压力容器的内壁堆焊层和接管安全端焊缝。然而,在环境温度280~330℃下长期服役时,308L不锈钢焊材易发生热老化,使硬度增加而韧性降低,可能劣化焊材的耐腐蚀性能,影响到内壁堆焊层和接管安全端的结构完整性。此外,压力容器内壁308L堆焊层处于中子辐照环境中,在服役过程中会发生辐照损伤,进而影响到堆焊层的腐蚀和应力腐蚀开裂(SCC)行为。因此,阐明热老化和辐照对焊材显微组织结构、腐蚀及SCC行为的影响,揭示308L焊材的热老化和辐照损伤机制,在此基础上研究焊材热老化和辐照损伤的退火回复及机理,对相关焊接构件的服役安全、寿命预测和延寿论证具有重要意义。首先,研究了核用308L不锈钢焊材的热老化。本工作在410℃下对308L焊材进行了长达7000 h的加速热老化处理,利用透射电子显微镜(TEM)和三维原子探针(APT)研究了热老化对308L焊材显微组织结构的影响;对308L焊材进行双环电化学动电位再活化(DLEPR)测试,定量评价了焊材的热老化程度;分别在溶氢(DH=2.3ppm)和溶氧(DO=200ppb...
【文章来源】:中国科学技术大学安徽省 211工程院校 985工程院校
【文章页数】:207 页
【学位级别】:博士
【部分图文】:
图1.1.典型压水堆核电站及其核岛主设备示意图[5,6]??
uri等通过控制电位法阳极极化和失重测量实验研宄,发现热老化后的双相??不锈钢试样点蚀速率增加,原因是在热老化过程中,靠近金属表面的铁素体内析??出的ct’相会在其周围产生薄的贫Cr区,使得钝化膜的生长不均匀,产生结构缺??陷,进而促进点蚀的发生。关于热老化对材料高温高压水环境腐蚀的影响,Cao??等[77]研宄了热老化的308L奥氏体不锈钢堆焊层在高温水中的腐蚀行为,发现热??老化对奥氏体的腐蚀无明显影响,而对铁素体的腐蚀有促进作用,并认为是由铁??素体的调幅分解和G相析出所致,如图1.11所示。??1??Fig.1.11.?Cross-sectional?morphology?of?oxide?film?after?1500-h?exposure?fonned?on?unaged?(a)??and?thermally?aged?308L?weld?metal?at?400?°C?for?1000?h?(b)[77]??图1.11?未热老化(a)和400°C/10000h热老化(b)的308L焊材在高温高压水中腐蚀1500h后??的截面腐蚀形貌^??目前热老化对SCC影响的研宄报道不多。Kim等「8]研宄了经400?°C/5000?h??热老化处理的316L不锈钢焊材试样在模拟沸水堆运行环境(288?°C,溶解氧??DO=0.3?mg/L的高纯水环境)的应力腐蚀开裂行为,发现热老化明显促进SCC裂??纹扩展。Li等「9]对离心铸造奥氏体不锈钢进行400°C/20000h热老化处理后,在??模拟压水堆主回路水环境下进行了慢应变速率拉伸(SSRT)测试,发现热老化降??低了铁素体的塑性变形能力,使SCC区域的铁素体呈解理断裂
umber?of?displaced?atoms?as?a?fiinction?of?primary?knock-??on?atom?(PKA)?energy,?(b)?Root-like?structure?of?displacement?cascade?caused?by?a?5?keV?PKA?in??iron.?Out-of-plane?damage?has?been?projected?onto?the?(001)?plane?shown?in?the?figure?[89]??图1.14?(a)利用Kinchin-Pease模型计算所得离位原子个数随PKA原子能量的变化曲线,??(b)?5?keV的PKA原子在纯铁(001)晶面上的级联碰撞产生的树根状路径??在级联碰撞过程中,每级碰撞原子发生离位时,会在阵点位置形成一个空位,??最后静止的碰撞原子本身成为间隙原子,空位和对应的间隙原子合称为Frenkel??缺陷对,均属于点缺陷类别。点缺陷(空位和间隙原子)通过迁移和扩散可能发??生以下三种变化(图1.15)?[88]:?(1)相距较近的空位和间隙原子会发生复合和湮??灭;(2)被位错、晶界、相界或自由表面等固定缺陷阱吸收而湮灭,可能造成界??面元素偏聚;(3)通过聚集、形核、长大,形成空洞和空位型/间隙型位错环等结??构缺陷,当有惰性气体存在时还可能形成气泡。点缺陷、结构缺陷或缺陷团簇、??元素偏聚等均能对材料的力学性能和耐腐蚀性能造成很大影响。??Total?dpa??panicle?type??and?energy?y??loss?to?freclv?migrating??_aeement?defe
【参考文献】:
期刊论文
[1]中国核电行业发展现状和前景[J]. 电器工业. 2019(10)
[2]中国对“一带一路”相关国家核电投资的动力、障碍及策略[J]. 丁宝根,马智胜,钟阳阳. 对外经贸实务. 2019(09)
[3]奥氏体不锈钢焊缝中δ铁素体含量测定的探讨[J]. 吴冰洁,王留兵,王庆田,刘晓,胡雪飞,李娜,饶琦琦,沈月音. 电焊机. 2019(04)
[4]贯彻执行《核安全法》,引领行业健康可持续发展[J]. 王建君. 中国核电. 2019(02)
[5]国产核用不锈钢辐照损伤研究[J]. 邓平,彭群家,韩恩厚,柯伟,孙晨,夏海鸿,焦治杰. 金属学报. 2017(12)
[6]三代核岛主设备焊接技术与焊接材料[J]. 杨巨文,李双燕,张茂龙,汪丽丽,张文杨. 压力容器. 2017(04)
[7]“十三五”时期推进我国能源供给侧结构性改革的建议[J]. 中国国际经济交流中心课题组,张晓强,陈妍,景春梅,王成仁,李冠丰. 全球化. 2017(04)
[8]核电反应堆压力容器接管安全端焊接研究[J]. 李智皞,李进. 焊接技术. 2016(07)
[9]316奥氏体不锈钢离子辐照损伤中的温度效应研究[J]. 黄鹤飞,李健健,刘仁多,陈怀灿,闫隆. 金属学报. 2014(10)
[10]核电结构材料应力腐蚀开裂的研究现状与进展[J]. 马成,彭群家,韩恩厚,柯伟. 中国腐蚀与防护学报. 2014(01)
博士论文
[1]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[D]. 曹鑫源.北京科技大学 2018
本文编号:3114239
【文章来源】:中国科学技术大学安徽省 211工程院校 985工程院校
【文章页数】:207 页
【学位级别】:博士
【部分图文】:
图1.1.典型压水堆核电站及其核岛主设备示意图[5,6]??
uri等通过控制电位法阳极极化和失重测量实验研宄,发现热老化后的双相??不锈钢试样点蚀速率增加,原因是在热老化过程中,靠近金属表面的铁素体内析??出的ct’相会在其周围产生薄的贫Cr区,使得钝化膜的生长不均匀,产生结构缺??陷,进而促进点蚀的发生。关于热老化对材料高温高压水环境腐蚀的影响,Cao??等[77]研宄了热老化的308L奥氏体不锈钢堆焊层在高温水中的腐蚀行为,发现热??老化对奥氏体的腐蚀无明显影响,而对铁素体的腐蚀有促进作用,并认为是由铁??素体的调幅分解和G相析出所致,如图1.11所示。??1??Fig.1.11.?Cross-sectional?morphology?of?oxide?film?after?1500-h?exposure?fonned?on?unaged?(a)??and?thermally?aged?308L?weld?metal?at?400?°C?for?1000?h?(b)[77]??图1.11?未热老化(a)和400°C/10000h热老化(b)的308L焊材在高温高压水中腐蚀1500h后??的截面腐蚀形貌^??目前热老化对SCC影响的研宄报道不多。Kim等「8]研宄了经400?°C/5000?h??热老化处理的316L不锈钢焊材试样在模拟沸水堆运行环境(288?°C,溶解氧??DO=0.3?mg/L的高纯水环境)的应力腐蚀开裂行为,发现热老化明显促进SCC裂??纹扩展。Li等「9]对离心铸造奥氏体不锈钢进行400°C/20000h热老化处理后,在??模拟压水堆主回路水环境下进行了慢应变速率拉伸(SSRT)测试,发现热老化降??低了铁素体的塑性变形能力,使SCC区域的铁素体呈解理断裂
umber?of?displaced?atoms?as?a?fiinction?of?primary?knock-??on?atom?(PKA)?energy,?(b)?Root-like?structure?of?displacement?cascade?caused?by?a?5?keV?PKA?in??iron.?Out-of-plane?damage?has?been?projected?onto?the?(001)?plane?shown?in?the?figure?[89]??图1.14?(a)利用Kinchin-Pease模型计算所得离位原子个数随PKA原子能量的变化曲线,??(b)?5?keV的PKA原子在纯铁(001)晶面上的级联碰撞产生的树根状路径??在级联碰撞过程中,每级碰撞原子发生离位时,会在阵点位置形成一个空位,??最后静止的碰撞原子本身成为间隙原子,空位和对应的间隙原子合称为Frenkel??缺陷对,均属于点缺陷类别。点缺陷(空位和间隙原子)通过迁移和扩散可能发??生以下三种变化(图1.15)?[88]:?(1)相距较近的空位和间隙原子会发生复合和湮??灭;(2)被位错、晶界、相界或自由表面等固定缺陷阱吸收而湮灭,可能造成界??面元素偏聚;(3)通过聚集、形核、长大,形成空洞和空位型/间隙型位错环等结??构缺陷,当有惰性气体存在时还可能形成气泡。点缺陷、结构缺陷或缺陷团簇、??元素偏聚等均能对材料的力学性能和耐腐蚀性能造成很大影响。??Total?dpa??panicle?type??and?energy?y??loss?to?freclv?migrating??_aeement?defe
【参考文献】:
期刊论文
[1]中国核电行业发展现状和前景[J]. 电器工业. 2019(10)
[2]中国对“一带一路”相关国家核电投资的动力、障碍及策略[J]. 丁宝根,马智胜,钟阳阳. 对外经贸实务. 2019(09)
[3]奥氏体不锈钢焊缝中δ铁素体含量测定的探讨[J]. 吴冰洁,王留兵,王庆田,刘晓,胡雪飞,李娜,饶琦琦,沈月音. 电焊机. 2019(04)
[4]贯彻执行《核安全法》,引领行业健康可持续发展[J]. 王建君. 中国核电. 2019(02)
[5]国产核用不锈钢辐照损伤研究[J]. 邓平,彭群家,韩恩厚,柯伟,孙晨,夏海鸿,焦治杰. 金属学报. 2017(12)
[6]三代核岛主设备焊接技术与焊接材料[J]. 杨巨文,李双燕,张茂龙,汪丽丽,张文杨. 压力容器. 2017(04)
[7]“十三五”时期推进我国能源供给侧结构性改革的建议[J]. 中国国际经济交流中心课题组,张晓强,陈妍,景春梅,王成仁,李冠丰. 全球化. 2017(04)
[8]核电反应堆压力容器接管安全端焊接研究[J]. 李智皞,李进. 焊接技术. 2016(07)
[9]316奥氏体不锈钢离子辐照损伤中的温度效应研究[J]. 黄鹤飞,李健健,刘仁多,陈怀灿,闫隆. 金属学报. 2014(10)
[10]核电结构材料应力腐蚀开裂的研究现状与进展[J]. 马成,彭群家,韩恩厚,柯伟. 中国腐蚀与防护学报. 2014(01)
博士论文
[1]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[D]. 曹鑫源.北京科技大学 2018
本文编号:3114239
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