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核电站长期安全稳定的运行是核电发展的重要保障。国际核电长期运行的经验以及相关研究表明,防止或减缓核电材料的腐蚀失效是保证核电安全的一个核心问题。这其中,耐腐蚀材料在核岛高温高压水环境中以应力腐蚀破裂(stress corrosion cracking,SCC)为主的环境促进破裂是其中的重要问题之一。因此,针对这类材料在其服役环境中的性能测试非常重要。核电站低合金钢压力容器接管与不锈钢安全端之间的联接部分是异种金属焊接接头。异种金属焊接接头因其特殊位置导致其组织和成分上的复杂性,常为发生SCC的敏感部位。本工作采用慢应变速率试验(slow strain rate testing,SSRT)技术,结合电极电位测控,研究了环境因素对按照法国设计的二代加压水堆(pressurized water reactor,PWR)核电站反应堆压力容器接管-安全端部位制备的异种金属焊接件的两个主要部分(即16MND5/309L/308L接头部分和308L/Z2CND18-12N接头部分)SCC行为的影响。环境因素包括:电极电位、水溶液中氯离子污染。试验电位范围-720m V至+300m V(SHE),模拟从理想水化学环境到溶解氧超标的环境。应变速率以5×10-7s-1为主,考察了较慢和较快应变速率的影响。进行的实验工作和得到的主要结论如下:(1)研究了低合金钢与不锈钢焊接接头16MND5/309L/308L试样在模拟PWR一回路290℃水溶液及含有杂质Cl-环境中的SCC行为。结果表明,在5×10-7s-1的应变速率下,试样在模拟PWR一回路高温水环境中,在-720m V~+100m V电位范围内,失效总是发生在不锈钢308L大体积焊缝区,与氮气条件下的试验结果类似;当电位上升到+200mV时,试样在16MND5/309L界面区发生显著的SCC脆性断裂。在靠近界面区的不锈钢309L部分发生沿晶SCC(intergranular stress corrosion cracking,IGSCC);在界面附近低合金钢16MND5热影响区发生穿晶SCC(transgranular stress corrosion cracking,TGSCC)。在+100m V~+200m V之间存在一个临界破裂电位。降低应变速率至原来的1/5时,即1×10-7s-1,虽然断裂时间大幅延长,但临界破裂电位依然处于+100m V~+200m V之间,保持不变;而提高应变速率至原来的2倍时,即1×10-6s-1,在+200m V和+300m V电位下均没有出现SCC脆断,这应归因于试验时间过短未能发生可见的SCC。当模拟PWR一回路高温水溶液有10 g/m3(即工程上常用的10ppm)Cl-污染时,材料的临界破裂电位降低至0~+100m V区间,SCC敏感性提高。在+100m V电位下进行试验,试样在16MND5/309L界面区发生显著的SCC脆断,断裂特征与未添加Cl-时类似,在靠近界面的309L部分发生沿晶SCC,此外在靠近界面的16MND5热影响区存在明显穿晶SCC。在SCC脆性断裂的试样界面部分出现一孤立薄层,一面是如上所述焊缝金属部分的IGSCC,另一面是低合金钢的大腐蚀坑和TGSCC。(2)研究了308L/Z2CND18-12N单接头试样在模拟PWR一回路水环境中运行状态290℃条件下的SCC行为。结果表明,试样在模拟PWR一回路水环境中,在-720m V~+300m V电位大范围内,试样的失效模式均与氮气条件下类似,均为发生在308L焊缝部分的韧性断裂。在试验条件下没有发现临界破裂电位。水环境中添加Cl-后308L/Z2CND18-12N试样的SCC敏感性没有变化,在-720m V~+300m V电位范围内也没有发现临界破裂电位。根据试验结果,对于16MND5/309L/308L试样仅在高电位下发生SCC的试验结果表明主要的破裂机理是阳极溶解机理。工程上可以认为两部分焊接件在理想或说正常水化学条件下的PWR一回路水环境中不会发生明显的SCC。但仍应严格控制溶解氧及Cl-等有害离子的含量,以使材料发生SCC破坏的危险性尽可能低。