超臨界水冷堆(SCWR)同現(xiàn)有的輕水堆(LWR)相比具有結(jié)構(gòu)簡單,布局緊湊,熱效率高等諸多優(yōu)點,因此其被認為是最有可能用來大規(guī)模發(fā)電的四代概念堆型。然而,水在超過臨界點(374℃,22.1MPa)之后,其對堆內(nèi)結(jié)構(gòu)材料具有極強的腐蝕性。而在所有的堆內(nèi)構(gòu)件中,燃料包殼的工作條件最為苛刻。當前,人們對用于超臨界火電廠、航空發(fā)動機、壓水堆核電站、聚變堆以及快堆的相關(guān)材料進行了初步的篩選,并且得到了一系列候選材料,但其在SCWR堆內(nèi)工況下的適用性,尤其是均勻腐蝕性能以及應(yīng)力腐蝕性能需要進行深入的研究。本文分別對鐵素體/馬氏體(F/M)鋼(P92和T91),奧氏體不銹鋼(HR3C和304NG),鎳基合金(C276)以及奧氏體ODS鋼(316-ODS和310-ODS)在超臨界水(SCW)中進行了均勻腐蝕實驗。實驗結(jié)果表明,F/M鋼在SCW中的耐均勻腐蝕性能較差,并且表面氧化膜出現(xiàn)了開裂和剝落的現(xiàn)象;高Cr含量的奧氏體不銹鋼HR3C具有優(yōu)良的耐均勻腐蝕性能,而Cr含量較低的304NG鋼出現(xiàn)了嚴重的癤狀腐蝕;鎳基合金具有極其優(yōu)良的耐均勻腐蝕性能,當溫度由600℃升高到650℃時材料的腐蝕增重反而降低;奧氏體ODS鋼同樣具有良好的耐均勻腐蝕性能,310-ODS鋼表面氧化膜致密完整,而316-ODS鋼由于熔煉過程中的缺陷,表面氧化膜結(jié)構(gòu)不均勻。本文采用慢應(yīng)變速率拉伸(SSRT)的方法分別研究了P92鋼,316Ti鋼,HR3C鋼,C276合金以及310-ODS鋼在SCW中的應(yīng)力腐蝕開裂(SCC)敏感性。在這五種候選材料中,P92鋼具有良好的力學性能并且其SCC傾向極低;316Ti鋼的力學性能較差,同時其出現(xiàn)了嚴重的穿晶應(yīng)力腐蝕開裂(TGSCC);HR3C鋼、C276合金和310-ODS鋼均具有優(yōu)良的力學性能,并且這三種材料均出現(xiàn)了沿晶應(yīng)力腐蝕開裂(IGSCC),但是HR3C鋼和310-ODS鋼的SCC傾向較低,而C276合金具有極高的IGSCC敏感性。根據(jù)本文中的實驗篩選結(jié)果可知,HR3C鋼和310-ODS鋼在SCW環(huán)境中具有優(yōu)良的耐均勻腐蝕性能和力學性能,同時還有具有較低的SCC敏感性,因此它們在所有的候選材料中具有較高的優(yōu)先級。
【學位單位】：上海交通大學
【學位級別】：碩士
【學位年份】：2015
【中圖分類】：TL34

【參考文獻】

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1 周邦新;;鋯合金中的癤狀腐蝕問題[J];核科學與工程;1993年01期

本文編號：2818569