SCWR候選包殼材料310S不銹鋼應用性能研究.pdf

1、超臨界水冷堆（SCWR）是第四代核能系統(tǒng)國際論壇（GIF）確定的6種最具開發(fā)前景堆型中的一種輕水堆，具有機組熱效率高、系統(tǒng)簡化、技術基礎好等優(yōu)點，在6種候選堆中極具競爭力。超臨界水冷堆運行溫度、壓力大于水的臨界點（374℃，22.1MPa)，服役環(huán)境與現(xiàn)有輕水堆有巨大差異，對材料要求苛刻，材料研發(fā)是SCWR三大核心技術之一，材料是SCWR的基礎和先導，事關超臨界水冷堆工程化的成敗。因此，系統(tǒng)的研究候選包殼材料在超臨界溫度條件下的主要應用

2、性能十分必要，完成對候選包殼材料適用性的評價，可為SCWR發(fā)展奠定堅實的技術基礎。
　　310S高級奧氏體不銹鋼具有較好的高溫強度、耐蝕性和綜合性能，在核工業(yè)領域中有較好的應用，也是SCWR的主要候選包殼材料之一。本文以中國核動力研究設計院設計的CSR1000超臨界水冷堆為背景，系統(tǒng)開展了超臨界水冷堆用310S不銹鋼的力學性能、均勻腐蝕性能、應力腐蝕性能研究，建立了力學損傷規(guī)律，分析了均勻腐蝕和應力腐蝕機理。對310S不銹鋼在模擬

3、工況溫度環(huán)境條件下服役的適用性進行了評價，為SCWR的設計提供了關鍵材料數(shù)據(jù)支撐。
　　310S不銹鋼的力學性能研究結果表明，310S不銹鋼具有較好的拉伸強度和延伸率（室溫、350℃、550℃、650℃）。室溫下，具有較高的沖擊韌性，550℃×2000h時效后室溫沖擊韌性有小幅降低，呈現(xiàn)輕微脆化現(xiàn)象。隨著溫度的提高（不高于700℃時），蠕變速率維持在較低水平，蠕變性能較佳。材料具有較好的抗低周和抗高周疲勞性能，未觀察到萌生于基體內(nèi)

4、的裂紋源或微裂紋源，疲勞條帶寬度在1μm-3μm左右的量級。
　　310S不銹鋼在高溫高壓純水中不同試驗條件下（溫度、壓力、時間）的均勻腐蝕性能研究結果表明，在290℃/15MPa、380℃/25MPa、550℃/25MPa、650℃/25MPa四種水環(huán)境中，550℃/25MPa和650℃/25MPa超臨界水中的腐蝕速率相當，均大于在亞臨界水中、擬臨界水中的腐蝕速率，經(jīng)3000h試驗后腐蝕量接近22mg/dm2，按全壽期（54個月

5、，38880h）計算，腐蝕深度最高約為13μm，可滿足燃料包殼設計的允許腐蝕量（60μm）。利用SEM微觀分析可以發(fā)現(xiàn)，310S在高溫高壓去離子純水中腐蝕后，表面膜有不同深度的點坑，隨著溫度升高，點坑數(shù)量和大小均降低，與外層氧化膜成分及厚度有關。結合XPS分析表明310S不銹鋼的腐蝕過程主要為氧化，表面氧化膜為雙層結構，內(nèi)層膜為Cr2O3和FeCr2O4等相，厚度約為1μm左右，外層氧化膜基本為單相Fe3O4。
　　310S不銹鋼

6、在290℃～650℃去離子水中的應力腐蝕性能研究結果表明，在亞臨界、擬臨界及超臨界工況中4種溫度條件下經(jīng)過2000h的恒變形試驗后，310S試樣均未出現(xiàn)應力腐蝕開裂現(xiàn)象；在550℃、650℃超臨界水中的慢應變速率拉伸試驗后，可以看出，650℃的試驗后，310S試樣呈現(xiàn)出一定的應力腐蝕開裂敏感性，試樣表面出現(xiàn)較多的裂紋，材料斷口由韌窩變?yōu)榇嘈蕴卣?，這與650℃均勻腐蝕試驗后310S具有硬化傾向的研究結果相互吻合。通過腐蝕機理分析可知，31