發(fā)布時間：2020-10-16 08:33

　　 對于核電站核島三大主設備(壓力容器、穩(wěn)壓器和蒸汽發(fā)生器),其外殼材料均采用低合金鋼鍛件上堆焊309L+308L奧氏體不銹鋼堆焊層的方式制造,因此奧氏體不銹鋼堆焊層在核電苛刻的服役環(huán)境(280～320℃)下的性能對核電站的安全有效運行起著重要的影響。同時,由核電站服役周期壽命較長,不銹鋼堆焊層在長期服役環(huán)境中由于熱老化的作用會導致材料的性能下降,從而成為制約核電站服役安全的關鍵因素之一。本文主要研究了國產化308L不銹鋼堆焊層的組織、熱老化行為及其對氧化行為的影響。通過金相顯微鏡、掃描電鏡和透射電鏡對堆焊層組織進行了觀察和分析;結合小沖孔試驗和原位拉伸實驗揭示了熱老化前后堆焊層組織中各相的形變斷裂行為特征;同時通過腐蝕增重(失重)實驗結合X-射線衍射和X-射線光電子能譜對堆焊層在高溫高壓環(huán)境下形成的氧化膜進行了表征。通過以上實驗結果闡明了國產堆焊材料308L的組織、力學損傷和高溫水氧化行為變化的規(guī)律和機制,同時揭示了堆焊材料性能損傷與組織演變之間的相關性。得到的主要結論如下:(1)E308L焊條堆焊層組織由奧氏體基體和蠕蟲狀(島裝)鐵素體組成。高的Cr含量導致堆焊層材料中鐵素體含量的增加,通過形成更為致密的富Cr內層氧化膜降低了氧化過程中的金屬離子溶解和氧化量,導致了堆焊層表面較少富Fe氧化物的形成和較小的重量(腐蝕增重和失重)變化;而焊后熱處理(post weld heat treatment,簡稱PWHT)導致奧氏體和鐵素體相界面處碳化物的析出,導致奧氏體和鐵素體相界面點蝕的出現,增加了堆焊層材料中金屬離子氧化量和溶解量,從而導致堆焊層表面形成更多的富Fe氧化物和較大的重量(腐蝕增重和失重)變化。(2)EQ308L焊帶堆焊層組織由奧氏體基體和10%的樹枝狀(多邊形狀)鐵素體組成。400℃熱老化處理對鐵素體含量和形態(tài)沒有明顯影響,但導致了鐵素體內部調幅分解和析出物的產生。熱老化1000h下鐵素體內部出現明顯的調幅分解現象,熱老化5000 h下鐵素體內部析出物G-相主要沿著位錯線析出。熱老化10000 h下的鐵素體位錯,基體和相界面上均有析出相的產生,其中位錯線和基體上的析出物包括面心立方的富Si相和G-相。富Si相,其成分為(Fe,Mn)3Si相,主要沿著鐵素體位錯線和基體上的G-相生成。Ni-Mn-Si簇中各元素的不均勻分布導致了富Si相的析出。(3)小沖孔試驗中,堆焊層材料小沖孔能量隨著熱老化時間的增加逐漸降低,其中熱老化0-1000 h下調幅分解的存在導致了小沖孔能量的快速下降,而熱老化1000 h后小沖孔能量的緩慢下降受到調幅分解和析出物(G-相和富Si相)的共同影響。未熱老化鐵素體和奧氏體相在小沖孔實驗中都表現出較好的塑性。熱老化導致鐵素體相的硬化,從而能增加了鐵素體相的脆性敏感性。熱老化后鐵素體內部形成彎曲型的滑移帶,微裂紋在相界面處萌生并沿著鐵素體內部滑移帶進行擴展。硬化的鐵素體和相界面高的應力集中導致了鐵素體的脆性斷裂和相界面的直接分離。(4)原位拉伸實驗中,未熱老化奧氏體和鐵素體相內部均形成了直線型滑移帶,滑移帶與相界面的相互作用為微裂紋的萌生提供了條件。熱老化對奧氏體相的形變行為沒有明顯的影響,但導致了鐵素體相硬化和內部彎曲型滑移帶的生成,調幅分解和析出相的存在導致裂紋優(yōu)先在彎曲型滑移帶處生成。碳化物的存在導致試樣中奧氏體/鐵素體/碳化物界面處微裂紋的形成,而熱老化后的硬化鐵素體降低了試樣中鐵素體/碳化物界面微裂紋萌生的敏感性。(5)熱老化對奧氏體相表面氧化膜的成分和結構影響不大,而對鐵素體相表面氧化膜的厚度和成分有明顯的影響。未熱老化鐵素體相表面氧化膜外層為平均尺寸為500 nm的Fe3O4顆粒,內層為厚度100 nm的Fe-Cr氧化層(FeCr204和Cr203);熱老化后鐵素體相表面氧化膜外層由Fe304和FeCr204顆粒組成,其平均尺寸為700 nm,內層為厚度300 nm的Fe-Cr氧化層(FeCr204,Fe304和Cr203)。調幅分解的存在是導致熱老化后鐵素體相氧化程度增加的主要原因,同時G-相和富Si相的存在增大了鐵素體相內部的貧Cr程度,進一步增加了老化后鐵素體相的溶解和氧化。除此之外,相界面處碳化物的存在也會促進堆焊材料的氧化。
【學位單位】：北京科技大學
【學位級別】：博士
【學位年份】：2018
【中圖分類】：TG455
【部分圖文】：

定裝機容量），占全國電力裝機約２．０４?％。２０１６年１－１２月全國累計發(fā)電量??為５９１１１．００億千瓦時，商運核電機組累計發(fā)電量為２１０５．１９億千瓦時，約??占全國累計發(fā)電量的３．５６?％［４，５】。根據相關統(tǒng)計數據顯示（圖２－２），截止到??２０１６年１２月，中國的核電份額在我國電力供應中僅為３％左右。根據國家規(guī)??劃，到２０２０年，我國核電裝機容量要達到５８００萬千瓦，在建容量要達到３０００??萬千瓦以上［６，７１。大力發(fā)展核電成為我國目前清潔能源發(fā)展的主要目標之一，??形成國際先進的集技術開發(fā)、設計、裝備制造、運營服務于一體的核電全產??業(yè)鏈發(fā)展能力，中國核電建設正進入全新時代。??２０１４以來，世界上各國都在通過各種途徑為以后大力發(fā)展核能創(chuàng)造便利??條件。美國發(fā)布了能源戰(zhàn)略《作為經濟可持續(xù)增長路徑的全面能源戰(zhàn)略》，在??此報告中，核能作為低碳能源的重要作用仍然得到了重視。同時美國環(huán)保署??發(fā)布了環(huán)保新政

在工藝上具有很大的靈活性［１Ｇ－１２】。因此堆焊技術也被廣泛運用到核電設??備的制備當中。??圖２－３為國際上廣泛運用的壓水堆核電站示意圖。從圖２－３中可以看出，??壓水堆核電站主要分為三個回路，其中壓力容器、穩(wěn)壓器以及蒸汽發(fā)生器為??－５－??

表面二層不銹鋼堆焊層主要起到降低腐蝕的作用。目前廣泛使用的材料為??３０９Ｌ／３０８Ｌ不銹鋼，其中３０９Ｌ不銹鋼為過渡層，３０８Ｌ不銹鋼為防腐層［１４４７］。??圖２－４為壓水堆核電站中不銹鋼堆焊層示意圖。??ＩＴ，?而雜?Ｈ?ｊ＝ｎ，嫩，??Ｊｉｕ?虹??挑Ｕ０?綱?ｕ??＂＾ｊ１＂?鋨環(huán)冷玆＃？（海水》??ＴＣＪ）??．?．??圖２－３壓水堆核電站示意圖??ｙ／?ｙ／?３０８Ｌ??３〇５，Ｌ８｛??—讀?／??圖２－４壓水堆核電站中不銹鋼堆焊層示意圖??２．２．２核電站中不銹鋼堆焊的工藝參數要求??對于核電不銹鋼堆焊焊接工藝一般分為帶極電渣堆焊（ＥＳＷ）和帶極埋??弧堆焊（ＳＡＷ）二種，二種焊接工藝的區(qū)別如圖２－５所示［１８］。??－６－??
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本文編號：2843024