核反应堆堆内构件用304NG控氮不锈钢应用性能研究

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核反应堆堆内构件用O34NG控氮不锈钢应用性能研究文燕段远刚姜峨许斌龚宾李川黔何艳春刘然超熊茹

(中国核动力研究设计院成都436信箱四所邮编

:

61004

1)

李光福

(上海材料研究所腐蚀实验室上海邯郸路9号邮编:200437)

摘要:控氮奥氏体不锈钢通过向奥氏体不锈钢中加入适量的氮和降低碳含量可以提高钢的强度改善钢的

耐腐蚀性能而基本上不影响钢的塑性和韧性因而控氮奥氏体不锈钢的应用逐渐增多美法日等国

将304NG控氮不锈钢作为核反应堆堆内构件的主体材料控氮不锈钢作为堆内构件材料已成为国际上的发展趋势中国核动力院与北京钢院在近十年间联合攻关研制了国内首批核工程用304NG控氮不锈钢完成了304NG控氮不锈钢的应用性能研究其中主要包括材料的基本特性热膨胀系数和晶间腐蚀点腐蚀应力

腐蚀均匀腐蚀等性能并研究了配套焊材的晶间腐蚀和应力腐蚀行为结果表明研制的30

N4

G

控氮不锈

钢的综合性能满足核工程需求与国外同类产品处于同一水平

关键词:304NG控氮不锈钢力学性能腐蚀性能

引言

压水堆堆内构件主要是由各种尺寸的锻件板材棒材和管材(包括异型管)加工而成,板材和锻件占其中的绝大部分由于堆内构件分布在堆芯上中下区域,因而对其构成材料的性能提出了较高而又全面的要求:有足够的室温及350℃强度韧性和疲劳性能,有良好的耐高温高压水腐蚀性能,中子吸收截面小,抗中子辐照脆化的能力强,易咬合部件还应有易拆换抗咬合的能力上述这些性能要求决定了堆内构件材料主要是奥氏体不锈钢其常用

牌号有OCrlSNig(AISI304),00Crl8Nilo(AISI304L),OCr19NigTi等由于O

Crl8Nig(30

4)

在高温高压水中焊后具有晶间腐蚀敏感性,而oCrl8iN0](lAsl304)L在30℃左右高温水中强度不能满足要求,法国的大型压水堆的堆内构件均大量选用控氮的oclrSiNlo,我国牌号为3o4No

控氮奥氏体不锈钢通过向奥氏体不锈钢中加入适量的氮和降低碳含量,可以提高钢的强

度,改善钢的耐腐蚀性能,而基本上不影响钢的塑性和韧性以往一般认为,氮在钢中超过一定含量时就属于有害成分,并且生产中存在向钢中加氮困难的问题,所以过去通常在钢中

不进行氮合金化促使人们重新认识氮在合金中的意义有两个主要原因;一是镍元素供给逐渐减少;二是为满足实现高强度面心立方体钢生产的需要随着氮合金化潜在性能的开发和生产工艺技术的改进提高,用氮进行不锈钢的合金化成为可能发展

氮合金钢的主要动力

在于能提高不锈钢的力学性能和耐蚀性,这种有利作用在20世纪初被认可20世纪60年

末丰富完善了氮对力学性能和耐腐蚀性影响的相关知识,但并没有广泛应用,直到近加年

的应用逐渐增多,国外大量的研究结果已经标准化了lA5120系列和AlsI300系列新合金,根据不同的需要,奥氏体钢中加入氮含量的范围通常在.006%刃6%之间通过加氮实现不锈钢

力学性能及耐蚀性的改善,并且通过控制氮的加入量影响其它性能,从而扩大了含氮钢的应用领域在国外用304NG控氮不锈钢作为堆内构件材料已有多年的历史并具多年的运行记录和

378相应的技术规范(如法国的RCC一MM310等);美法日等国已将304NG控氮不锈钢作为核反应堆堆内构件的主体材料;控氮不锈钢作为堆内构件材料已成为国际上的发展趋势我国核电站中的堆内构件多选用304NG控氮不锈钢秦山二期核电站和岭澳核电站的堆内构件由国内外制造采用的304NG不锈钢由法国提供为了尽快地在我国自行设计和引进的核电站中使用国产材料加快我国核电设备国产化的进程结合实际工程需要在国外研究基础上集中国内力量,在20世纪90年代开发研制了这一钢种实验室阶段的应用

性能

研究已经完成1研究方

}l总

体思

一般奥氏体不锈钢在固溶处理条件下是低强度材料往往通过冷加工强化,虽然冷加工强化能使屈服强度提高的更多但是会导致断裂韧性显著下降而且在大程度变形期间会部

分形成形变诱导马氏体并具有了磁性氮合金化的奥氏体钢在固溶处理条件下强度高,即

使在大变形量下也不会促进形变诱导马氏体的形成因而完全是非磁恻氮合金化的奥氏体钢表现出极好的韧性抗疲劳耐磨及耐腐蚀性能氮的合金化根据氮的溶解度通常在

奥氏体马氏体及双相不锈钢中进行在力学性能及抗腐蚀性能方面有惊人提高的重要

钢种

是奥氏体钢种高耐晶间腐蚀不锈钢的开发集中在降低碳含量和添加适当的氮含量方面,添加氮是为

弥补因降低碳含量而引起的力学性能的下降304NG不锈钢的碳含量控制在0

0

35%以下

属于超低碳不锈钢为了满足核工程中堆内构件对材料力学性能的要求在大量调研和分析的基础上研究中将不锈钢含氮量的范围提高到006%012%由于适量的氮的加入

改善

了超低碳不锈钢的力学性能,同时塑性韧性不降低而且显著提高了材料抗腐蚀

性能

!2试验材料本研究选用堆内构件中具有代表性的吊篮筒体(板材)和吊篮法兰(锻件)作为研究样

件(1:l模拟厚度),与国外304NG控氮不锈钢进行对比试验虽然这些工业规模的大尺寸材料增加了试验研究的难度和复杂程度却使研究成果具有工程代表性并提高试验数据

的真实性可靠性和实用性为工程应用奠定了基础13试验方法

晶间腐蚀试验按GB4334590硫酸一硫酸铜法进行点腐蚀试验按GB4334784标准进行,介质为O05N盐酸溶液配制成6%(质量分数)三氯化铁试验溶液试验温度50℃士1℃连续进行2h4的浸泡试验电化学试验按GB4334984

标准方法在M352恒电位仪上进行介质采用35%氯化钠溶液(除氧),扫描速度为20mV/min

高压釜应力腐蚀试验按GlBo1268标准进奇毛轼验介质为氯离子lom留L饱和氧sm留L

温度250℃每12h0为一个试验周期,样品破裂后试验结束

慢应变速率(sSRT)试验按GBT/159707200标准进行,腐蚀环境为分别含1CZm留L

5mg/L和50m留L的25o0C高温水溶液其在室温空气中的电导率分别为9件s/cm27件Sc/m和185料s/cm应变速率主要是42xl061/S用外置式A留Agcl高温参比电极监视或/和控制试

样在高温水溶液中的电极电位用金相显微镜和扫描电镜观察试样断口并测算断裂时间延伸率断面收缩率和抗拉(最高)强度

均匀腐蚀试验参照GlBo!2488标准进行试验介质为pH=68氯离子含量小于olm留L

,

溶解氧小于01mgL/比电阻大于5、10,见cm温度为300℃引℃的高纯水试验时间】50h0

3792研究内容

21国产304NG不

锈钢的化学成分力学性能微观组织及物理性能等基本性能测试

22不同氮含量对腐蚀性能的影响

研究

;

23不同产地不同工艺不同材料的高温高压应力腐

蚀试验研究;

24不同固溶处理制度对腐蚀性能的影响研究;

25母材的腐蚀性能研究.25!晶间腐蚀性能

252点腐蚀性能

253应力

蚀性能

l)高纯水介质中的应力腐蚀试验2)lom留L氯离子饱和氧介质中的应力腐蚀试验3)慢应变速率(s

R

T)应力腐蚀试验

254均匀腐蚀性能

1)动态均匀腐蚀试验

2)腐蚀产物释放速率的测定

26配套焊材和焊接接头的腐蚀性能研究

.26!晶间腐蚀性能

.26.2应力

腐蚀性能

27对30N4G不锈钢母材和配套焊材的应用性

进行综合评价

3关键技术的实

31对304NG控氮不锈钢化学成分进行合理设计,提高了力学性能指标,实现了该钢种350乙高温强度达标,满足了核工程对反应堆堆内构件的要求对“含氮钢”术语中氮的加入量没有严格的定义,最好的定义是指为了特定目的而有意提高氮含量的钢种因为钢中加入氮,即使浓度低,也会对钢的力学和腐蚀性能产生深远的影响反应堆堆内构件用304NG不锈钢的化学成分见表1,力学性能见表2表3

表1304NG不锈钢的化学成分(质量分数%)

标准CS11MllPSCrN1N臼

uC

中国技术条多.03夕加夕加多.030夕刀201.85()/.9蒯00夕夕08件5

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