【摘要】：安全端異種金屬焊接接頭(DMW)是壓水堆核電站一回路反應堆冷卻劑循環(huán)系統(tǒng)中的薄弱部位,運行歷史表明應力腐蝕開裂(SCC)是其主要失效形式之一。對于異種金屬焊接接頭材料SCC敏感性的評價,對于現(xiàn)有接頭的安全服役和未來相關構件的設計制造具有重要意義。本論文以國產三代壓水堆安全端異種金屬焊接接頭全尺寸見證件為研究對象,重點關注SCC三要素中材料因素的影響,利用掃描電子顯微鏡(SEM)、透射電子顯微鏡(TEM)、聚焦離子束系統(tǒng)(FIB)、電子背散射衍射(EBSD)、納米壓痕、原位拉伸、三維X射線成像(3D-XRT)、三維原子探針(3DAP)、透射電子背散射衍射(t-EBSD)、慢應變速率拉伸(SSRT)、模擬一回路水浸泡實驗、動態(tài)高溫高壓水循環(huán)系統(tǒng)和原位快速劃傷電極技術等研究和分析手段,針對鎳基合金焊縫材料中的失塑裂紋(DDC)和焊接夾雜等焊接缺陷和焊縫材料的再鈍化行為進行多尺度SCC敏感性評價,系統(tǒng)研究了焊接缺陷的微觀組織、力學性質及其在模擬一回路水中的腐蝕行為,厘清了不同焊接缺陷的產生機制及其對SCC敏感性的潛在影響,通過對鎳基合金焊縫材料再鈍化行為的基礎性研究探索了利用再鈍化參數快速評估材料SCC敏感性的可行性。研究了 DDC成因、微觀結構、力學性質及其在模擬一回路水中的腐蝕行為。結果表明,異種金屬焊接接頭52M鎳基合金對接焊縫中緊鄰52Mw/316L熔合線處存在約3 mm寬的連續(xù)條帶狀DDC集中區(qū),DDC三維形貌為不規(guī)則扁片狀空腔,內壁呈波浪狀,沿著柱狀晶大角度平直晶界呈平行團簇狀,尺寸從微米級到毫米級不等。晶界碳化物主要為大尺寸M23C6(M=Cr)而非MC(M=Nb、Ti),因此敏感溫度區(qū)間內碳化物對晶界的釘扎作用有限。標距段在DDC集中區(qū)的52Mw-DCZ試樣在SSRT實驗中的屈服強度、抗拉強度和斷后伸長率(400 MPa,450MPa和20%)均顯著低于52M-MZ試樣(460MPa,550 MPa和28%),DDC引起了明顯的應力集中導致力學性能顯著下降。本征的高應力約束焊接結構、由316L和52M熱膨脹差異引起的額外應力、不合理的碳化物析出行為和由此引起的不合理晶界結構共同作用造成了異種金屬焊接接頭鎳基焊縫中DDC集中區(qū)的出現(xiàn)。DDC集中區(qū)為明顯的力學性能弱化區(qū),其潛在SCC風險高于鎳基焊縫中的其他區(qū)域。研究了 Cr夾雜的成因、微觀結構、力學性質及其在模擬一回路水中的腐蝕行為。結果表明,Cr夾雜起源于152鎳基合金焊條藥皮中未完全熔化的大尺寸富Cr金屬補劑顆粒。Cr夾雜僅存在于異種金屬焊接接頭內壁152鎳基合金堆焊層中,尺寸約50～150 μm,包括夾雜內核、過渡區(qū)和附近的152鎳基合金堆焊層基體三部分,過渡區(qū)在夾雜內核與152鎳基合金堆焊層基體之間連續(xù)分布,寬度2～5μm。夾雜內核及過渡區(qū)基體為金屬Cr,過渡區(qū)中析出富Cr碳化物(Cr23C6)及富Ni和Fe的奧氏體枝晶。過渡區(qū)化學成分、物相組織及應力狀態(tài)復雜,表現(xiàn)出明顯的納米壓痕硬度峰值(7.66GPa),并在原位拉伸實驗中表現(xiàn)出最強的開裂敏感性。考慮到Cr夾雜的出現(xiàn)位置及較強的開裂敏感性,Cr夾雜在長期服役過程中作為SCC起始點的可能性遠高于堆焊層基體。研究了拓撲密堆(TCP)相焊接夾雜的成因、微觀結構、力學性質及其在模擬一回路水中的腐蝕行為。結果表明,TCP相焊接夾雜同樣來自于152焊條藥皮中未完全熔化的鐵鈮合金補劑顆粒。TCP相夾雜存在有內核和無內核兩種形態(tài),尺寸范圍均在100～200 μm。兩種形態(tài)的TCP相夾雜均有共晶區(qū)和塊狀奧氏體的組織特征。而有內核TCP相夾雜具有單相菱方結構的Fe7Nb6(μ相)內核,過渡區(qū)為雙層結構,包括柱狀晶層(Fe7Nb6為主)和等軸晶層(Fe2Nb為主),共晶區(qū)主要包含F(xiàn)e2Nb(Laves相)和奧氏體兩相。Fe2Nb由Fe7Nb6與奧氏體基體之間的共晶反應生成。TCP相夾雜內核的平均硬度值(17.89 GPa)是152鎳基合金堆焊層基體(3.91 GPa)的4.5倍。TCP相夾雜內核比152鎳基合金堆焊層基體表現(xiàn)出更高的開裂敏感性,可成為原位拉伸實驗過程中的脆性裂紋優(yōu)先萌生點。在325 ℃模擬一回路水環(huán)境中,Fe7Nb6的均勻腐蝕速率約為共晶區(qū)奧氏體的7.3倍。TCP相夾雜內核(Fe7Nb6)氧化膜呈三層結構,包括外層六方結構沉積型多面體氧化物顆粒,中層納米晶氧化物(Nb2O5為主)和內層致密非晶氧化物(NbO為主)。外層六方結構氧化物具體物相組成未知,通過三維點陣對稱推導可得其晶格空間群為P6/mmm。原子擴散通道和層狀原子堆垛結構共同導致了 TCP相在模擬一回路水中的均勻腐蝕抗力明顯低于152鎳基合金堆焊層基體。鑒于復雜的化學組成和晶格結構,TCP相的SCC敏感性明顯高于152鎳基合金堆焊層基體。研究了 52M鎳基合金在模擬一回路水中的再鈍化行為,結果表明其再鈍化行為可借助位置交換模型和高場離子傳導模型解釋。再鈍化初期符合位置交換模型,再鈍化后期符合高場離子傳導模型。再鈍化參數cBV值與SCC敏感性正相關,可作為快速評價材料SCC敏感性的依據。不同極化電位條件下(OCP+200 mV～OCP+600 mV),cBV值隨著極化電位升高而增大,SCC敏感性逐漸增加。不同溫度條件下(200℃～300 ℃),cBBV值在260℃有最大值,此時的SCC敏感性最大。不同溶解氫含量條件下(0ppm～3.0 ppm),cB 值隨著溶解氫含量升高而減小,無氫條件下SCC敏感性最大。
【圖文】：

壓水堆（Ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ邋ｗａｔｅｒ邋ｒｅａｃｔｏｒ，ＰＷＲ）核電站使用輕水作為冷卻劑和慢逡逑化劑。主要由核蒸汽供應系統(tǒng)（一回路系統(tǒng)）、汽輪發(fā)電機系統(tǒng)（二回路系統(tǒng)）逡逑及其他輔助系統(tǒng)組成。壓水堆核電站示意圖見圖１．１。壓水堆一回路系統(tǒng)又稱核逡逑島，該回路中的主泵將高壓冷卻劑泵入反應堆壓力容器（ＲＰＶ），冷卻劑溫度逡逑２８６？３２３邋°Ｃ，壓力１２？１６邋ＭＰａ，大于冷卻劑蒸氣壓，因此冷卻劑始終保持液相。逡逑冷卻劑將核燃料受控鏈式反應產生的熱量不斷循環(huán)傳送到蒸汽發(fā)生器，蒸汽發(fā)逡逑生器管將熱量傳遞給管外的二回路水（２８４？３０５邋°Ｃ），二回路（常規(guī)島）壓力逡逑為５．４？７．２邋ＭＰａ，冷卻劑受熱產生高溫蒸汽推動汽輪機發(fā)電。做過功的蒸汽經冷逡逑凝后重新回到蒸汽發(fā)生器參與循環(huán)。冷凝器通過三回路系統(tǒng)冷卻蒸汽，三回路逡逑冷卻劑常為處理過的海水或江河水。逡逑Ｉ邋一回路邐Ｉ二＠鼴蒸汽邐ｍ邐｜電網Ｚ逡逑卜ｌ丨桯逡逑，掽■丨逡逑１邐霍：

殖反應堆等新一代反應堆技術。與此同時，加強國際間合作，積極探索聚變反逡逑應堆技術。逡逑中國大陸地區(qū)核電站的分布如圖１．３所示。根據國際原子能機構（ＩＡＥＡ）逡逑核反應堆信息系統(tǒng)（ＰＲＩＳ）的統(tǒng)計數據⑴，截至２０１８年８月，我國大陸地區(qū)現(xiàn)逡逑有運行核電機組４３臺，包括壓水堆４０臺，重水堆２臺和快中子實驗堆１臺，逡逑總裝機容量３９，，邋３３１邋ＭＷｅ。在建機組１４臺，包括壓水堆１３臺和高溫氣冷堆１逡逑臺，在建裝機容量１４，邋１９９邋ＭＷｅ。目前，我國是全球核電機組在建規(guī)模最大的逡逑國家。圖１．４所示為２０１７年度全球主要國家核電發(fā)電量占比。２０１７年，我國核逡逑電發(fā)電量２４７，邋４６９邋ＧＷ．ｈ，核電發(fā)電量僅占全年發(fā)電總量的３．９％，核電在能源逡逑結構中的占比與世界主要核電國家差距巨大。逡逑？運q呋榍襠懼義轄粗斂夂義

本文編號：2686843