輻照對奧氏體不鏽鋼在超臨界水中的腐蝕行為影響研究

《輻照對奧氏體不鏽鋼在超臨界水中的腐蝕行為影響研究》是依託武漢大學，由郭立平擔任項目負責人的面上項目。

基本介紹

• 中文名：輻照對奧氏體不鏽鋼在超臨界水中的腐蝕行為影響研究
• 項目類別：面上項目
• 項目負責人：郭立平
• 依託單位：武漢大學

項目摘要

超臨界水堆核電站的運行設計工況將為高溫(500~650℃)、高壓（25~30MPa）、強烈的超臨界水腐蝕和強中子輻照等苛刻服役條件。原來用於輕水堆核電站的鋯合金包殼管已無法滿足超臨界水堆高運行參數下的高溫強度和耐蝕性要求，研究與開發新的燃料包殼材料成為發展超臨界水堆的一個技術關鍵，也制約超臨界水堆發展的一大科學挑戰。本項目通過研究奧氏體不鏽鋼的高溫離子輻照損傷行為和輻照對不鏽鋼材料在超臨界水環境下的腐蝕行為的影響，獲得輻照與超臨界水腐蝕相互作用的機理，為超臨界水堆候選材料的評估和新材料研發提供科學依據。目前國內由於設備和技術等原因關於輻照對材料在超臨界水中腐蝕行為影響的研究極少，本項目首次將輻照引入到核電材料超臨界水腐蝕領域，研究輻照與腐蝕的相互作用，將有力推進我國有關核電材料腐蝕方面的研究。

結題摘要

超臨界堆嚴酷的服役環境對堆內材料的輻照和腐蝕性能提出了新的挑戰。本項目開展了超臨界水冷堆候選材料HR3C奧氏體不鏽鋼、718鎳基合金和6XN奧氏體不鏽鋼的離子輻照損傷研究，並研究了輻照前後的AL-6XN奧氏體鋼在高溫高壓水中的腐蝕行為以及輻照對腐蝕的影響。在對HR3C奧氏體不鏽鋼的輻照損傷研究中，第一次發現在位錯環附近出現Cr23C6的析出，這與輻照下奧氏體不鏽鋼中常見的在晶界和位錯環附近的Cr的貧化現象相反，我們從位錯環與析出物形成順序及基底中Cr含量的影響的角度闡述了這一現象的機理。在718鎳基合金的離子輻照中，發現較低的劑量下基底中的超點陣結構就消失了，原有的有序r'和r''析出相被破壞，可導致合金屈服強度的降低。在AL-6XN奧氏體不鏽鋼的離子輻照研究中，發現高濃度的氫的滯留顯著促進了位錯環的長大，並使得晶界附近Cr的貧化區加寬，高濃度氫對奧氏體鋼的輻照缺陷和微區化學成分進而對其力學能和腐蝕性能有重要影響。AL-6XN奧氏體鋼在高溫高壓水中腐蝕時，表面產生對基底起保護作用的緻密氧化膜。氫離子輻照產生的缺陷和輻照析出使氧化膜對基體的粘附性下降而極易發生脫落，導致了脫落區域基體被進一步腐蝕，使得輻照樣品的腐蝕程度比未輻照樣品更嚴重，且隨著輻照劑量和溫度的升高而加劇。套用輻照損傷速率理論,研究了質子輻照AL-6XN奧氏體鋼產生的位錯環的平均密度和尺寸隨輻照溫度和劑量的演化行為,從理論上對輻照缺陷的形核和長大規律進行了闡釋。