核電接管安全端鎳基690合金微觀組織和耐腐蝕性研究
發(fā)布時間:2020-06-04 21:12
【摘要】:690系列鎳基合金由于優(yōu)秀的高溫強度、熱穩(wěn)定性和耐腐蝕性能,是第三代壓水堆核電站使用的重要材料。在壓水堆一回路系統(tǒng)接管安全端焊接使用的焊材為690系列的FM-52M鎳基合金。低合金鋼-鎳基合金間的異種金屬接頭由于核電站運行年數(shù)增加以及與反應堆冷卻劑的接觸、材料熱化、焊接接頭的殘留應力等多維影響發(fā)生,會發(fā)生應力腐蝕開裂(SCC,Stress Corrosion Cracking)、晶間腐蝕開裂(IGS,Intergranular Corrosion)等的缺陷。因此,研究安全端及合金接頭鎳基材料焊態(tài)組織和耐蝕性對掌握其在核電站一回路水服役環(huán)境下的安全性和穩(wěn)定性具有十分重要的意義。本課題通過選取不同焊接工藝,制備了不同焊態(tài)的接管安全端鎳基合金組織,并對部分焊態(tài)組織進行了熱處理。結(jié)合光學顯微鏡(OM)、掃描電子顯微鏡(SEM)和電子背散射衍射(EBSD)對組織形貌和晶界特征進行觀察。根據(jù)試驗結(jié)果闡釋焊接工藝及熱處理對鎳基堆焊層組織特征,如晶粒取向,大角度晶界分布比例,以及晶界析出相M_(23)C_6形貌的影響的規(guī)律,并根據(jù)顯微硬度評價不同工藝下鎳基堆焊層的力學性能。通過電化學Tafel極化曲線、雙環(huán)電化學動電位再活化(EPR),電化學阻抗譜(EIS)和慢應變速率拉伸試驗(SSRT),對鎳基合金堆焊層的耐腐蝕性能進行了研究。結(jié)果表明,焊接工藝會影響鎳基堆焊層的腐蝕電位、腐蝕電流密度、晶間腐蝕性能和應力腐蝕開裂敏感性。其中選用高熱輸入的冷絲TIG工藝制備的鎳基堆焊層,相比熱絲TIG工藝制備的鎳基堆焊層,耐腐蝕性能、腐蝕反應速率、晶間腐蝕敏感性和應力腐蝕開裂敏感性都明顯下降。同時,對堆焊層進行600℃的保溫熱處理會惡化堆焊層的耐腐蝕能力。對于安全端低合金鋼鎳基690堆焊層-鎳基690對接焊縫-690合金管接頭,通過含Cl~-溶液及堿性溶液中極化曲線、DL-EPR、EIS、SSRT測試,可以發(fā)現(xiàn),在整個對接環(huán)焊縫接頭中堆焊層區(qū)域的耐腐蝕能力最差,腐蝕速率最高,晶間腐蝕敏感性最大;而對接焊縫區(qū)的耐腐蝕性能最好、晶間腐蝕敏感性最小,應力腐蝕開裂敏感性也最低。
【圖文】:
上海交通大學碩士學位論文表 1-1 世界核電站運行、建設、計劃狀態(tài)[1, 2]Table 1-1 World nuclear power plant operation, construction, planning status[1. 2]國家運行中 建設中 計劃數(shù) 用量(MW) 數(shù) 用量(MW) 數(shù) 用量(MW)美國 99 99,869 4 4,468 18 8,312法國 58 63,130 1 1,630 0 0日本 42 39,752 2 2,653 9 12,947中國 37 32,402 20 20,500 40 45,700俄羅斯 35 26,172 7 5,520 25 27,755韓國 25 23,077 3 4,020 8 11,600印度 22 6,225 5 2,990 20 18,600全世界 449 392,168 60 60,140 164 170,844
雜質(zhì)粒子的產(chǎn)生,產(chǎn)生組織變化,,相對于晶粒內(nèi)部基體差異造成的。此外還需要在適當?shù)母g介質(zhì)下,這種差間腐蝕[36-38]。而對于鎳基合金的晶間腐蝕機理研究主要包化理論:奧氏體不銹鋼和鎳鉻鐵材料在經(jīng)歷高溫過程后鉻現(xiàn)象。690 合金是含 30%Cr 的奧氏體型鎳基合金,所理論的作為分析的論據(jù)。奧氏體不銹鋼中當含碳量大于 度區(qū)間內(nèi),過飽和碳擴散到奧氏體晶界處,結(jié)合晶界附穩(wěn)定碳化物,析出在晶界。與碳元素不同,鉻元素由于慢,因此為碳化物提供鉻的附近奧氏體基體中的鉻得不鉻區(qū)。如果晶界附近鉻含量低于了鈍化的極限值,即降低形成貧鉻區(qū),相對于晶粒內(nèi)部處于鈍化態(tài)的富鉻區(qū),這此局部產(chǎn)生了電位差較大的活化—鈍化電池,在特定的受到腐蝕,發(fā)生晶間腐蝕。這就是“貧鉻理論”的發(fā)生機制的奧氏體不銹鋼中晶界析出的 Cr23C6相而形成的晶間腐
【學位授予單位】:上海交通大學
【學位級別】:碩士
【學位授予年份】:2018
【分類號】:TG146.15;TM623
【圖文】:
上海交通大學碩士學位論文表 1-1 世界核電站運行、建設、計劃狀態(tài)[1, 2]Table 1-1 World nuclear power plant operation, construction, planning status[1. 2]國家運行中 建設中 計劃數(shù) 用量(MW) 數(shù) 用量(MW) 數(shù) 用量(MW)美國 99 99,869 4 4,468 18 8,312法國 58 63,130 1 1,630 0 0日本 42 39,752 2 2,653 9 12,947中國 37 32,402 20 20,500 40 45,700俄羅斯 35 26,172 7 5,520 25 27,755韓國 25 23,077 3 4,020 8 11,600印度 22 6,225 5 2,990 20 18,600全世界 449 392,168 60 60,140 164 170,844
雜質(zhì)粒子的產(chǎn)生,產(chǎn)生組織變化,,相對于晶粒內(nèi)部基體差異造成的。此外還需要在適當?shù)母g介質(zhì)下,這種差間腐蝕[36-38]。而對于鎳基合金的晶間腐蝕機理研究主要包化理論:奧氏體不銹鋼和鎳鉻鐵材料在經(jīng)歷高溫過程后鉻現(xiàn)象。690 合金是含 30%Cr 的奧氏體型鎳基合金,所理論的作為分析的論據(jù)。奧氏體不銹鋼中當含碳量大于 度區(qū)間內(nèi),過飽和碳擴散到奧氏體晶界處,結(jié)合晶界附穩(wěn)定碳化物,析出在晶界。與碳元素不同,鉻元素由于慢,因此為碳化物提供鉻的附近奧氏體基體中的鉻得不鉻區(qū)。如果晶界附近鉻含量低于了鈍化的極限值,即降低形成貧鉻區(qū),相對于晶粒內(nèi)部處于鈍化態(tài)的富鉻區(qū),這此局部產(chǎn)生了電位差較大的活化—鈍化電池,在特定的受到腐蝕,發(fā)生晶間腐蝕。這就是“貧鉻理論”的發(fā)生機制的奧氏體不銹鋼中晶界析出的 Cr23C6相而形成的晶間腐
【學位授予單位】:上海交通大學
【學位級別】:碩士
【學位授予年份】:2018
【分類號】:TG146.15;TM623
【參考文獻】
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1 喬培鵬;張樂福;徐雪蓮;蔡志剛;馬明娟;;形變及熱處理對國產(chǎn)690合金晶間腐蝕性能影響[J];腐蝕與防護;2010年05期
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8 高青,高t
本文編號:2696982
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