超临界水冷堆堆内候选材料腐蚀行为与机理研究
超临界水冷堆（SCWR）具有经济性、延续性及可持续性等诸多优势，是适合于大规模发电的主力堆型。然而超临界水对金属材料有极强的腐蚀性，现有压水堆堆芯结构材料和燃料包壳材料可能不再适用。人们对应用于超临界火电站和压水堆燃料组件等高温环境材料进行了初步的筛选与评估，主要包括锆合金、铁素体/马氏体（F/M）钢、奥氏体不锈钢、镍基合金以及氧化物弥散强化（ODS）钢。研究这些候选材料在超临界水中的腐蚀行为对寻找合适的堆内构件和燃料包壳材料具有重要意义。 本文对Zr-2.5Nb、P92、12Cr、304NG、AL-6XN、Hastelloy-C276和MA956等候选材料在温度为500、550、600和650℃，压力为25MPa的超临界水中进行了静态和动态的腐蚀实验，实验时间为1000~1400h。采用光学显微镜、扫描电镜（SEM）、X射线能谱仪（EDS）和X射线衍射仪（XRD）分析每种候选材料氧化膜的表面和截面形貌、物相结构和分布。 实验表明，Cr、Al等元素是材料在超临界水中能够形成致密、保护性的氧化膜从而提高耐蚀性能的关键因素。超临界环境下合金腐蚀增重一般符合抛物线规律。锆合金与低Cr的F/M钢或ODS钢具有较高的腐蚀速率；Cr、Ni含量较高的奥氏体不锈钢与镍基合金等则具有较低的腐蚀速率；含较高 Cr、Al含量的氧化物弥散强化钢MA956具有更低的腐蚀速率。F/M钢和奥氏体不锈钢在超临界水中表面氧化膜一般为两层结构，外层为磁晶石结构，内层为尖晶石结构, F/M钢表面氧化膜会发生开裂，奥氏体不锈钢表面则易在腐蚀初期发生疖状腐蚀。镍基合金与MA956表面会生成极薄的氧化膜，为Fe-Cr-Ni的尖晶石结构氧化膜，氧化膜局部存在点蚀与剥落的现象。锆合金在氧化过程中氧化膜中的物相由初期的四方相转变为单斜相，导致腐蚀加剧且伴随氧化膜开裂的发生。另外，温度和溶解氧对材料的腐蚀行为也有显著影响。 根据目前对候选材料进行的腐蚀性能筛选实验结果，高Cr含量的ODS钢（MA956、18Cr-ODS等）、镍基合金（C276、625等）以及超级奥氏体不锈钢（HR3C、6XN等）三类材料在超临界水中的耐蚀性能较为优异，皆有可能作为堆内构件和包壳材料而在超临界水冷堆中得到应用，或者作为参考材料来研发SCWR用新材料。
超临界水冷堆;堆内构件;腐蚀机理;高温环境材料
上海交通大学
硕士
核能科学与工程
张乐福
2011
中文
TL341
98
2015-09-25（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）