【摘要】：核電廠運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)表明,冷變形是促進(jìn)奧氏體不銹鋼及鎳基合金在高溫水中腐蝕開裂失效的主要因素之一。然而,目前冷變形不銹鋼的應(yīng)力腐蝕開裂(SCC)機(jī)理仍不完全清楚,尚未建立完善的定量分析模型來對應(yīng)力腐裂紋擴(kuò)展速率(SCCGR)進(jìn)行預(yù)測。因此,深入探究冷變形不銹鋼在核電廠高溫高壓水環(huán)境下的應(yīng)力腐蝕規(guī)律,對于核設(shè)備安全性評價(jià)、運(yùn)行維護(hù)及壽命預(yù)測等具有重要的科學(xué)和工程意義。本文以壓水堆一回路壓力邊界設(shè)備常用的316L不銹鋼(316L SS)為研究對象,重點(diǎn)分析了變形量對其在各種模擬一回路高溫高壓水環(huán)境工況下SCCGR的影響規(guī)律。采用改進(jìn)型的緊湊拉伸試樣,通過高精度在線實(shí)驗(yàn),系統(tǒng)性地獲得了0%、10%、20%、40%不同塑性變形量的試樣在不同溫度、不同溶解氧含量、不同雜質(zhì)離子(Cl~-)濃度,以及不同應(yīng)力下的SCCGR。通過進(jìn)一步觀察斷口和裂紋尖端的形貌,分析材料SCC機(jī)理,結(jié)合實(shí)驗(yàn)所得各種模擬工況的SCCGR數(shù)據(jù)、以及裂紋尖端水化學(xué)分析結(jié)果,最終澄清冷變形不銹鋼材料的應(yīng)力腐蝕裂紋擴(kuò)展機(jī)理建立SCCGR的預(yù)測公式。本文的主要研究內(nèi)容和成果如下:(1)對不同塑性變形量試樣在含氧水與含氫水中進(jìn)行了SCCGR實(shí)驗(yàn),發(fā)現(xiàn),316L SS的SCCGR隨變形量的增加而升高,而且在含溶解氫(DH)環(huán)境中材料的擴(kuò)展速率變化速率較大。通過測量去應(yīng)力處理(stress relief treatment,SRT)試樣、不同取樣方向試樣在高溫水中的SCCGR,分析變形量與材料的硬度、屈服強(qiáng)度、殘余應(yīng)變/應(yīng)力與SCCGR的關(guān)系,發(fā)現(xiàn)屈服強(qiáng)度和材料內(nèi)部晶界附近的殘余應(yīng)變/應(yīng)力是冷變形加速奧氏體不銹鋼SCCGR的根本因素。(2)通過應(yīng)力條件對SCCGR影響規(guī)律的研究,發(fā)現(xiàn),不同變形量試樣的SCCGR都隨應(yīng)力強(qiáng)度因子的升高而增大。但316L SS對應(yīng)力強(qiáng)度因子的依賴強(qiáng)度受變形量,水化學(xué)環(huán)境因素影響。變形量越高,材料的SCCGR對應(yīng)力強(qiáng)度因子的依賴性越低,同樣,在越惡劣的水化學(xué)環(huán)境下,材料的SCCGR對應(yīng)力強(qiáng)度因子的依賴性越低。(3)采用20%變形量316L SS試樣研究了溫度、溶解氧、Cl~-、B-Li,加Zn等因素對SCCGR的影響規(guī)律,發(fā)現(xiàn):(a)在210~325oC的溫度范圍內(nèi),SCCGR隨溫度的上升而單調(diào)上升;(b)溶解氧含量在0~10 ppm范圍內(nèi),SCCGR隨氧含量的增加而增大。(c)在含氫或含氧水中,當(dāng)Cl~-濃度增至10 ppb時(shí)SCCGR迅速升高,Cl~-濃度在10~100 ppb范圍內(nèi)SCCGR隨Cl~-濃度升高上升緩慢;(d)B-Li含量可以改變?nèi)芤旱膒H值,而溶液pH值影響SCCGR。在PWR運(yùn)行允許的pH值范圍內(nèi),冷變形316L SS的SCCGR稍低于其在同樣溫度下純水中的值;(e)回路中加入60 ppb Zn后,SCCGR降低,裂紋尖端可形成ZnCr_2O_4型的氧化膜。(4)采用40%變形量試樣,先后進(jìn)行應(yīng)力腐蝕與蠕變實(shí)驗(yàn)證明了冷變形316L SS的SCC機(jī)理是由于應(yīng)變促進(jìn)的晶界的滑移與氧化,蠕變不是導(dǎo)致冷變形316L SS發(fā)生SCC的主要因素。最后通過分析不同變形量試樣在不同水化學(xué)環(huán)境下的SCCGR,給出不同形式的SCCGR預(yù)測公式。
【學(xué)位授予單位】：上海交通大學(xué)
【學(xué)位級別】：博士
【學(xué)位授予年份】：2017
【分類號】：TM623

【參考文獻(xiàn)】

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1 呂戰(zhàn)鵬;陳俊R，

本文編號：2659268