摘要:利用U彎樣品研究了國產(chǎn)壓水堆核電站主管道用鍛造態(tài)316L不銹鋼在330℃NaOH溶液中的應(yīng)力腐蝕開裂行為。結(jié)果表明,浸泡720 h后在樣品表面觀察到明顯的應(yīng)力腐蝕裂紋,裂紋擴展完全穿透樣品厚度。樣晶表面生長的氧化膜內(nèi)層富Fe,中間層高Ni,外層是富含Ni和Fe的分散的顆粒狀氧化物,氧化膜缺乏保護性。EBSD和斷口觀察發(fā)現(xiàn)樣品主要是沿晶型開裂,斷口主要體現(xiàn)冰糖狀花樣,局部還分布有河流花樣和準(zhǔn)解理臺階。在應(yīng)力的作用下,晶界富含F(xiàn)e和Ni的氧化物的脆性斷裂導(dǎo)致應(yīng)力腐蝕裂紋的擴展。316L不銹鋼的脆性斷裂機制屬于陽極溶解型應(yīng)力使晶界氧化膜破裂機制。
304L和316L等奧氏體不銹鋼,由于具有良好的耐腐蝕性能,而被廣泛地用于制造壓水堆核電站的關(guān)鍵設(shè)備,如堆內(nèi)構(gòu)件、蒸汽發(fā)生器支撐板控制板和主管道等。其中,主管道是連接反應(yīng)堆壓力容器、蒸汽發(fā)生器和主泵,構(gòu)成封閉循環(huán)系統(tǒng)壓力邊界的關(guān)鍵設(shè)備。目前,我國在建的新一代核電站的主冷卻劑管材要求采用鍛件,而不是傳統(tǒng)的鑄件。
關(guān)于鍛造態(tài)的材料在模擬核電環(huán)境中的腐蝕行為,目前尚無經(jīng)驗,缺乏基礎(chǔ)腐蝕數(shù)據(jù)。材料成型工藝的改變,勢必會對材料的微觀結(jié)構(gòu)(如晶粒尺寸,第二相或夾雜物分布),不同類型晶界數(shù)量以及殘余應(yīng)變分布等產(chǎn)生影響,進而影響材料的腐蝕性能。研究°發(fā)現(xiàn),晶粒粗大的鎳基600合金在核電高溫高壓水中的晶間應(yīng)力腐蝕開裂敏感性要小于晶粒尺寸細小的600合金。304不銹鋼在高溫高壓水中的應(yīng)力腐蝕開裂實驗結(jié)果表明,晶間應(yīng)力腐蝕裂紋萌生于品界硅酸鹽和硫化物等非金屬夾雜物附近。
Clarke等的實驗結(jié)果表明,當(dāng)304不銹鋼的塑性變形較低時(5%~20%),僅敏化的樣品表現(xiàn)出較高的應(yīng)力腐蝕開裂敏感性:而高的塑性變形(>20%)也能導(dǎo)致未敏化的304不銹鋼發(fā)生應(yīng)力腐蝕開裂。不銹鋼材料在高溫堿性溶液中的應(yīng)力腐蝕開裂行為,文獻中已經(jīng)展開了大量的研究。涉及的開裂機制,目前主要有兩種:一種是陽極溶解理論,另外一種是氫致開裂理論。已有文獻中報道的堿溶液中的應(yīng)力腐蝕開裂實驗的溫度一般不高于280℃。本實驗將模擬核電站服役環(huán)境溫度,采用330℃的高溫NaOH溶液,對國產(chǎn)的核電主管道用鍛造態(tài)316L不銹鋼的應(yīng)力腐蝕開裂行為進行評價,并分析相應(yīng)的開裂機制,為我國核電關(guān)鍵材料的國產(chǎn)化提供基礎(chǔ)數(shù)據(jù)。
實驗中采用U型彎曲樣品評價材料的抗應(yīng)力腐蝕開裂性能。高溫浸泡應(yīng)力腐蝕實驗在容積為5L的附有純Ni內(nèi)襯的靜態(tài)高壓釜中進行。采用分析純級別的粒狀NaOH與去離子水配制質(zhì)量分數(shù)為4%的NaOH溶液,實驗溶液首先在70℃下采用高純N2連續(xù)除氧4h,然后升溫至330℃,保溫720h。
浸泡實驗結(jié)束后,采用配有能譜分析系統(tǒng)(EDS)的FEI XL30型環(huán)境掃描電子顯微鏡(ESEM)觀察樣品的表面及斷口形貌。利用EBSD技術(shù)表征裂紋擴展路徑與樣品晶界之間的關(guān)系,分析時將樣品放大至300倍,步長為1.5μm。采用TSLOIM軟件處理實驗數(shù)據(jù)。結(jié)果表明:
(1)國產(chǎn)核電主管道用鍛造態(tài)316L不銹鋼在330℃的4%NaOH溶液中浸泡720h后發(fā)生了嚴(yán)重的應(yīng)力腐蝕開裂失效。
(2)樣品脆性斷裂屬于沿晶型應(yīng)力腐蝕開裂,斷口主要體現(xiàn)冰糖狀花樣,局部分布放射狀河流花樣與準(zhǔn)解離臺階。
(3)在外加應(yīng)力的作用下,晶界富含F(xiàn)e和Ni的氧化物的脆性開裂導(dǎo)致應(yīng)力腐蝕裂紋擴展。316L不銹鋼在實驗條件下的應(yīng)力腐蝕開裂機制屬于陽極溶解型-應(yīng)力使晶界氧化膜破裂模式。
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