超臨界水冷堆材料的均勻腐蝕及應力腐蝕的研究.pdf

1、超臨界水冷堆(SCWR)具有高熱效率、高核燃料利用率、結構簡化等諸多優(yōu)勢,是我國近、中期以壓水堆為主的核電技術進一步發(fā)展的自然選擇。SCWR核-熱結合的特點對燃料包殼材料的長期服役性能(耐腐蝕性能、力學性能以及應力腐蝕開裂敏感性等)提出了苛刻的要求,而常規(guī)水冷堆鋯合金燃料包殼材料由于其較低的高溫強度和過快的氧化速率無法滿足SCWR的運用要求,因此SCWR燃料包殼材料的選擇便成為關鍵研究問題之一?；诂F(xiàn)有的知識和已經(jīng)得到運用的材料對SCW

2、R燃料包殼候選材料進行初步的評估和篩選,現(xiàn)有的研發(fā)工作主要集中于奧氏體不銹鋼、鎳基合金和鐵素體/馬氏體鋼(F/M鋼)這三類材料。
　　本文通過動態(tài)腐蝕實驗研究了奧氏體不銹鋼TP347HFG、鎳基合金825以及F/M鋼12Cr低活性鋼在650℃/25MPa超臨界水環(huán)境中的均勻腐蝕行為。實驗結果表明,F/M鋼的腐蝕增重率比相同實驗條件下的奧氏體不銹鋼TP347HFG和鎳基合金825的腐蝕增重率要要高出很多,而TP347HFG和12Cr

3、鋼的腐蝕較為嚴重且分別在實驗1200h和600h后發(fā)生氧化膜剝落現(xiàn)象,其中只有825合金的腐蝕增重小于50mg/dm2。
　　本文通過慢應變速率拉伸(SSRT)實驗研究了奧氏體不銹鋼HR3C、鎳基合金825和800H、低活性F/M鋼12Cr3WVTa在550、600、650℃/25MPa超臨界水環(huán)境中的應力腐蝕行為,SSRT實驗的應變速率為1×10-6s-1。實驗結果表明,高鉻、鎳含量的不銹鋼HR3C、825和800H合金表現(xiàn)出了