Fe-Cr-Al合金的耐腐蝕性能研究
發(fā)布時(shí)間:2020-04-09 16:35
【摘要】:傳統(tǒng)壓水堆包殼材料鋯合金在高溫下易與水蒸汽發(fā)生劇烈化學(xué)反應(yīng),伴隨著放熱并產(chǎn)生氫氣,福島的核事故爆炸便來源于此。作為一種新型的事故容錯(cuò)安全包殼材料,Fe-Cr-Al合金近年來受到了廣泛的關(guān)注,Fe-Cr-Al合金不僅具有高的強(qiáng)度和韌性,還有良好的耐高溫氧化性能。核反應(yīng)堆包殼材料長期處于高溫、高壓、腐蝕及粒子輻照的極端水化學(xué)環(huán)境下,其耐腐蝕性能是滿足應(yīng)用的首要問題。目前對于Fe-Cr-Al合金的腐蝕性能報(bào)道相對較少,Al和Cr元素對腐蝕機(jī)制的影響尚不清楚。運(yùn)用數(shù)值模擬計(jì)算可以方便的研究合金腐蝕行為,還可以預(yù)測合金的長期腐蝕結(jié)果。因此,本文結(jié)合模擬計(jì)算和實(shí)驗(yàn)來研究Fe-Cr-Al合金的耐腐蝕性能以及合金元素Al、Cr含量對Fe-Cr-Al合金耐腐蝕性能的影響。利用COMSOL和FLUENT軟件模擬并計(jì)算了Fe在酸堿溶液環(huán)境下的電化學(xué)腐蝕情況,發(fā)現(xiàn)在酸性條件下,H~+充當(dāng)去極化劑腐蝕Fe,pH值越小,體系腐蝕電流密度越大,腐蝕越快,在堿性條件下的去極化劑是O_2,高pH值下Fe會形成絡(luò)合物,隨著pH值的增加,體系腐蝕電流密度先緩慢增加,后迅速增加,Fe的腐蝕加劇,酸性溶液中Fe的腐蝕速度遠(yuǎn)大于堿性溶液;流體流速對Fe腐蝕的影響主要是形成應(yīng)力腐蝕,溫度和氧濃度對Fe的腐蝕影響很大,隨著溫度和氧濃度的增加,Fe腐蝕速度大大提升。對pH為7.2,氧濃度為0.05mol/L,溫度為400K,流體流速為的0.5m/s的耦合場溶液中Fe-Cr-Al合金進(jìn)行了腐蝕模擬沉積預(yù)測,發(fā)現(xiàn)富Al區(qū)腐蝕非常迅速,腐蝕產(chǎn)物主要沉積在平衡電位較低的Al及其周圍,Cr受Al的腐蝕沉積的影響,腐蝕也較為嚴(yán)重,基體Fe受到了電極電位更負(fù)的Cr和Al的保護(hù),受腐蝕情況不大,Al含量的增加使得腐蝕產(chǎn)物沉積分布更為均勻,提升了合金的耐蝕性,Cr含量的增加能提升腐蝕產(chǎn)物在Fe表面的沉積,從而提高合金整體的耐蝕性。在模擬條件下,合金表面整體變形很小,Fe-Cr-Al合金具有良好的耐腐蝕性能。Fe-Cr-Al合金在200mlH_2O+0.55ml濃H_2SO_4+3gFeCl_3的酸性溶液條件下腐蝕性能很差,Fe-12Cr-2Al在浸泡120h后的最大腐蝕速率為25.913mm/a,表面存在沿晶粒開裂的裂紋,裂紋深度達(dá)mm級別,通過對合金表面的XPS分析,合金的腐蝕產(chǎn)物以Al_2O_3和Cr_2O_3為主,存在少量的Fe、Cr復(fù)雜氧化物,隨著Al、Cr含量的增加,合金表面的氧化膜增多,合金的腐蝕速率明顯減慢,耐腐蝕性能增強(qiáng),當(dāng)Al含量達(dá)到Fe-12Cr-6Al時(shí)合金的腐蝕深度已不足50nm;Fe-Cr-Al合金在pH=7.2的LiOH+H_3BO_3溶液中腐蝕性能良好,浸泡360h后合金表面仍具有金屬光澤,Fe-Cr-Al合金在弱堿性溶液中體現(xiàn)了良好的耐腐蝕性能。Al、Cr對Fe-Cr-Al合金腐蝕的影響機(jī)制相同,都是形成氧化物覆蓋在合金表面,阻止合金和腐蝕液的直接接觸,Al的氧化膜比Cr更容易形成,因此Al含量的改變對體系在溶液中的腐蝕電流密度的影響更大,在所研究的成分范圍內(nèi),Al對Fe-Cr-Al合金腐蝕性能的影響比Cr更大。
【圖文】:
[12]。圖1.1 核電站事故 (a)切爾諾貝利核電站事故 (b)福島核電站事故鋯合金具備了中子吸收截面小、力學(xué)性能優(yōu)良、易于加工等綜合性能,多年來一直是核燃料包殼材料的不二選擇,被譽(yù)為是核反應(yīng)堆的“第一道安全屏障”[13,14]。但是,在2011 年日本福島核電站突發(fā)了事故,如圖 1.1(b),使得鋯合金包殼材料的安全問題受到了外界嚴(yán)重的質(zhì)疑。在福島事故中,堆芯冷卻劑流動(dòng)中斷,在喪失冷卻劑事故(Loss of coolant accident,LOCA)條件下,,燃料元件的溫度迅速升高,當(dāng)溫度高于 1000℃時(shí)
在1200℃空氣中氧化20小時(shí)后,高溫合金的SEM蝕刻橫截面圖像
【學(xué)位授予單位】:哈爾濱工程大學(xué)
【學(xué)位級別】:碩士
【學(xué)位授予年份】:2019
【分類號】:TF64;TL34
本文編號:2620995
【圖文】:
[12]。圖1.1 核電站事故 (a)切爾諾貝利核電站事故 (b)福島核電站事故鋯合金具備了中子吸收截面小、力學(xué)性能優(yōu)良、易于加工等綜合性能,多年來一直是核燃料包殼材料的不二選擇,被譽(yù)為是核反應(yīng)堆的“第一道安全屏障”[13,14]。但是,在2011 年日本福島核電站突發(fā)了事故,如圖 1.1(b),使得鋯合金包殼材料的安全問題受到了外界嚴(yán)重的質(zhì)疑。在福島事故中,堆芯冷卻劑流動(dòng)中斷,在喪失冷卻劑事故(Loss of coolant accident,LOCA)條件下,,燃料元件的溫度迅速升高,當(dāng)溫度高于 1000℃時(shí)
在1200℃空氣中氧化20小時(shí)后,高溫合金的SEM蝕刻橫截面圖像
【學(xué)位授予單位】:哈爾濱工程大學(xué)
【學(xué)位級別】:碩士
【學(xué)位授予年份】:2019
【分類號】:TF64;TL34
【相似文獻(xiàn)】
相關(guān)期刊論文 前5條
1 周正存;楊洪;嚴(yán)勇健;;Fe-Cr-Al合金中的Snoek弛豫[J];蘇州市職業(yè)大學(xué)學(xué)報(bào);2007年01期
2 潘太軍;牛焱;;氣氛中硫和氯導(dǎo)致Fe-15Cr-10Al合金表面氧化鋁膜退化[J];材料研究學(xué)報(bào);2008年06期
3 劉勝;米振莉;唐荻;江海濤;焦競儀;;Fe-Cr-Al合金退火過程中組織和性能的演變[J];材料熱處理學(xué)報(bào);2013年07期
4 錢余海,李美栓,劉光明,張亞明;Fecralloy合金1250℃空氣中循環(huán)氧化表面氧化膜特征[J];中國有色金屬學(xué)報(bào);2001年03期
5 李碚,吳雙霞,孟廣恩,江麗萍,龐文杰;Fe-20Cr-4Al-Y合金的力學(xué)性能與含釔相的關(guān)系[J];金屬學(xué)報(bào);1990年05期
相關(guān)碩士學(xué)位論文 前1條
1 張健能;Fe-Cr-Al合金的耐腐蝕性能研究[D];哈爾濱工程大學(xué);2019年
本文編號:2620995
本文鏈接:http://sikaile.net/projectlw/yjlw/2620995.html
最近更新
教材專著