ＨＲ３Ｃ在超临界水中的腐蚀性能研究

高文华，沈　朝，张乐福
（上海交通大学核科学与工程学院，上海　２００２４０）

摘要：通过高压釜浸泡实验研究了超级奥氏体不锈钢ＨＲ３Ｃ在循环的超临界水（ＳＣＷ）中的均匀腐蚀性能，实验温度分别为５５０、６００、６５０℃，压力为２５ＭＰａ，并对实验后试样生成的氧化膜进行了ＳＥＭ、ＥＤＳ和ＸＲＤ分析。实验结果显示，ＨＲ３Ｃ在ＳＣＷ 环境中的氧化腐蚀速率随着温度的升高而增大，１　５００ｈ后６５０℃ＳＣＷ 环境下材料的腐蚀增重约为５５０ ℃时的２倍。材料表面生成的氧化膜主要成分为ＦｅＣｒ２Ｏ３、Ｆｅ３Ｏ４和Ｆｅ２Ｏ３，内层氧化膜富Ｃｒ而外层氧化膜富Ｆｅ。
关键词：ＨＲ３Ｃ；超临界水；均匀腐蚀
中图分类号：ＴＧ１７４　　　文献标志码：Ａ　
文章编号：１０００－６９３１（２０１６）０２－０３１７－０　
    超临界水冷堆（ＳＣＷＲ）是第４代核能国际论坛（ＧＩＦ）提出的６种第４代先进反应堆堆型
之一，与常规轻水堆相比具有热效率高、结构简单、固有安全性更好等特点。同时，超临界水冷堆可采用热谱和快谱堆芯设计，还能充分吸收现有超临界火电机组和常规轻水堆的研发运营经验，具有很好的发展前景，被认为是发电用先进堆型［１－４］。但超临界水冷堆的研发也存在着很多亟待解决的问题，如超临界水（ＳＣＷ）中Ｏ２溶解度极高，加上辐照作用产生的·ＯＨ、·Ｏ－２等自由基和Ｈ２Ｏ２等分子产物，使得超临界水对合金材料具有极强的腐蚀性，需选取抗腐蚀性能优良的材料作为候选的堆芯结构材料。
    超级奥氏体不锈钢ＨＲ３Ｃ以其优良的高温机械性能［５］被选为超临界水堆的候选材料。ＨＲ３Ｃ是日本住友公司开发的新型奥氏体不锈钢，含２５％的Ｃｒ和２０％的Ｎｉ，并添加了Ｎ 与Ｎｂ等元素，在６００～７５０℃下的强度和稳定性都得到了提高，在抗腐蚀性能和抗辐照性能上都有很好的表现。为研究ＨＲ３Ｃ在ＳＣＷ 环境下的腐蚀行为，为ＨＲ３Ｃ在超临界水冷堆中应用的可行性评估提供有参考价值的实验数据，本工作在５５０、６００和６５０℃的ＳＣＷ 环境下对ＨＲ３Ｃ进行均匀腐蚀实验。
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HR3C在超临界水中的腐蚀性能研究_高文华.pdf
(2017-07-08 17:31:20, Size: 1.51 MB, Downloads: 0)