摘 要:對核電用304L不銹鋼包殼進(jìn)行慢應(yīng)變速率拉伸試驗,用掃描電子顯微鏡對試樣的斷口 進(jìn)行觀察。結(jié)果表明:核電用304L不銹鋼包殼的應(yīng)力腐蝕開裂敏感性系數(shù)接近1,在高溫氮氣和 高溫、高壓水中測試后,試樣斷口的宏觀形貌基本一致,呈韌性斷裂特征;核電用304L不銹鋼包殼 在高溫、高壓水中的應(yīng)力腐蝕敏感性較低。

關(guān)鍵詞:核電;慢應(yīng)變速率拉伸試驗;304L不銹鋼;包殼;應(yīng)力腐蝕

中圖分類號:TB31;TG115.5 文獻(xiàn)標(biāo)志碼:A 文章編號:1001-4012(2023)06-0025-04

不銹鋼具有良好的力學(xué)性能和耐腐蝕性能[1], 被廣泛應(yīng)用于核工業(yè)[2]、海洋工業(yè)[3]、石油工業(yè)[4]等 領(lǐng)域中。不銹鋼在核反應(yīng)堆的高溫、高壓、高輻射等 環(huán)境下,會出現(xiàn)應(yīng)力腐蝕開裂等問題,導(dǎo)致核電事 故。據(jù)統(tǒng)計,材料應(yīng)力腐蝕開裂導(dǎo)致的核電設(shè)備和 結(jié)構(gòu)發(fā)生失效占整個核電設(shè)備失效比例的50%。 對于核電用不銹鋼材料的應(yīng)力腐蝕性能,有關(guān)學(xué)者 從材料、力學(xué)等方面對其進(jìn)行了大量研究[5-8],但研 究對象均為核電大型結(jié)構(gòu)件。核燃料相關(guān)組件(控 制棒組件、一次中子源組件、二次中子源組件、可燃 毒物組件)通常選用小直徑薄壁不銹鋼管為包殼材 料,對小直徑薄壁不銹鋼管應(yīng)力腐蝕性能測試的相 關(guān)研究較少。為了解相關(guān)組件的不銹鋼包殼在堆芯 中的耐腐蝕性能,有必要對其應(yīng)力腐蝕性能進(jìn)行測 試,筆者采用慢應(yīng)變速率拉伸試驗對其進(jìn)行應(yīng)力腐 蝕性能研究[9]。

1 試驗材料與方法

1.1 試驗材料

試驗材料為 304L 不銹鋼,其鑄錠由真空感 應(yīng)+真空自耗雙聯(lián)工藝熔煉而成,包殼的化學(xué)成分 分析結(jié)果如表1所示。包殼的制作工藝為:棒材穿 孔→多道次冷軋→退火處理→成品冷拉拔→外表面 拋光→內(nèi)、外表面酸洗處理等,為獲得所需的力學(xué)性 能,在最終固溶退火后,采用冷拉拔工藝使管材的橫 截面積減少約10%。成品包殼的尺寸(外徑×內(nèi) 徑)為9.70mm×8.75mm。圖1為成品包殼的橫 截面顯微組織形貌,由圖1可知,其為典型的奧氏體 組織,晶粒尺寸(直徑)約為40~50μm,并含有大量 的退火孿晶,局部有變形滑移帶,包殼的內(nèi)表面、外 表面、中間區(qū)域的顯微組織基本一致,不存在冷拉拔 工藝選擇不當(dāng)造成的內(nèi)、外表面組織不均勻現(xiàn)象。

1.2 試樣制備

在成品包殼中截取試樣,參照GB/T15970.4— 2000《金屬和合金的腐蝕 應(yīng)力腐蝕試驗 第4部分: 單軸加載拉伸試樣的制備和應(yīng)用》設(shè)計試樣,沿包殼 軸向剖開,制備成如圖2所示的試樣。為消除加工 給試樣帶來的應(yīng)力集中,采用砂紙和拋光劑對所有 切割面進(jìn)行打磨和拋光。

1.3 試驗方法

參照 GB/T15970.7—2017 《金屬和合金的腐 蝕 應(yīng)力腐蝕試驗 第7部分:慢應(yīng)變速率試驗》對包 殼進(jìn)行慢應(yīng)變速率拉伸試驗。將試樣置于動態(tài)高壓 釜中,試驗介質(zhì)為電阻率大于18MΩ·cm、氧元素體 積分?jǐn)?shù)小于107 的純水;試驗溫度為(315±2)℃、 試驗壓力為15.5MPa;參考 GB/T15970.7—2017, 選擇5×10-7s-1 的應(yīng)變速率進(jìn)行拉伸試驗[10],直 至試樣斷裂。取3組試樣進(jìn)行測試,根據(jù) GB/T 15970.7—2017,以式(1)計算材料的應(yīng)力腐蝕開裂 敏感性系數(shù)n,n 的實際計算數(shù)值小于1或者與1 相差越大,則代表材料在高溫氮氣和高溫、高壓水中 的斷后伸長率差異越大,對應(yīng)包殼的慢應(yīng)變速率拉 伸試驗敏感性越大。

式中:A0 為試樣在高溫氮氣中慢應(yīng)變速率拉伸試驗 后的斷后伸長率;A 為試樣在高溫、高壓水中慢應(yīng) 變速率拉伸試驗后的斷后伸長率。

2 試驗結(jié)果與分析

2.1 慢應(yīng)變速率拉伸試驗敏感性測試結(jié)果

圖3為包殼應(yīng)力腐蝕后的應(yīng)力-應(yīng)變曲線,這 兩種介質(zhì)中的應(yīng)力-應(yīng)變曲線為典型不銹鋼材料的 拉伸應(yīng)力-應(yīng)變曲線,具有明顯的彈性變形區(qū)和塑 性變形區(qū),并且沒有明顯的屈服階段,試樣在產(chǎn)生 塑性變形和頸縮后發(fā)生斷裂。表2為包殼在高溫 氮氣和高溫、高壓水中的3組試樣的慢應(yīng)變速率 拉伸試驗結(jié)果。從表2可以得出:包殼在高溫、高 壓水中的屈服強度和抗拉強度比在高溫氮氣中 大,斷后伸長率基本一致;包殼的n值接近1,證明 其敏感性不高。

2.2 斷口分析

2.2.1 宏觀觀察

圖4為包殼在高溫氮氣和高溫、高壓水中的 慢應(yīng)變速率拉伸試驗后試樣的宏觀形貌,由圖4 可知:在高溫氮氣和高溫、高壓水中試驗后的試樣 斷口均與主應(yīng)力方向近似呈45°,呈明顯的剪切斷 裂特征。在高溫氮氣中試驗后的試樣表面仍具有 一定的金屬光澤,在高溫、高壓水中試驗后的試樣 表面呈暗黑狀態(tài),在高溫、高壓水中發(fā)生了一定程 度的氧化反應(yīng)。

2.2.2 掃描電子顯微鏡(SEM)分析

對試驗后的試樣進(jìn)行SEM 分析,分析位置如 圖5所示,在兩種試樣上選取的典型位置分別為:左 側(cè)外表面 、左側(cè)內(nèi)表面、中間外表面、中間內(nèi)表面。

在高溫氮氣中試驗后的試樣斷口SEM 形貌如圖6 所示,在高溫、高壓水中試驗后的試樣斷口SEM 形 貌如圖7所示。

由圖6a),6b)可知,內(nèi)表面和外表面均出現(xiàn)頸 縮變形區(qū),主要呈波浪狀的剪切滑移特征,局部貫穿 到韌窩,沒有解理或沿晶等脆性斷裂特征,呈典型的 韌性斷裂特征。由圖6c),6d)可知,內(nèi)表面和外表 面也主要呈波浪狀的剪切滑移特征,局部可觀察到 韌窩,沒有解理或沿晶等脆性斷裂特征。

由圖7a),7b)可知,外表面位置主要為波浪狀 剪切變形條紋,表面氧化現(xiàn)象嚴(yán)重,局部呈解理斷裂 特征,如圖7a)中的箭頭位置所示,內(nèi)表面主要為波 浪狀的剪切滑移變形條紋,局部可見小韌窩。由圖7c),7d)可知,外表面主要為波浪狀剪切變形條紋, 表面氧化現(xiàn)象嚴(yán)重,局部呈解理斷裂特征,如圖7c) 中的箭頭位置所示,內(nèi)表面也主要為波浪狀的剪切 滑移變形條紋,局部可見小韌窩。

對比高溫氮氣和高溫、高壓水中的試樣可知:在 兩種介質(zhì)中,無論是內(nèi)表面還是外表面,均主要呈韌 性斷裂特征,僅高溫、高壓水中試驗后的試樣外表面 局部區(qū)域出現(xiàn)解理斷裂特征,但該區(qū)域所占面積較 小。表明核電用304L不銹鋼包殼在純水環(huán)境中的 應(yīng)力腐蝕開裂敏感性相對較低,這與根據(jù)斷后伸長 率計算的應(yīng)力腐蝕開裂敏感性系數(shù)的結(jié)果一致。

3 結(jié)論

(1)核電用304L不銹鋼包殼的應(yīng)力腐蝕敏感 性系數(shù)接近1,證明其應(yīng)力腐蝕敏感性不高。

(2)慢應(yīng)變速率拉伸試樣斷口主要呈韌性斷裂特 征,僅高溫、高壓水中的試樣外表面局部區(qū)域出現(xiàn)小的 解理斷裂特征。核電用304L不銹鋼包殼在高溫、高壓 純水環(huán)境中的應(yīng)力腐蝕開裂敏感性相對較低。

參考文獻(xiàn):

[1] 曹龍韜,龔蘭芳,陳智江.304奧氏體不銹鋼管焊接接 頭開裂原因[J].理化檢驗(物理分冊),2021,57(5): 76-79.

[2] 劉思維,羅強,王理.核級316NG控氮奧氏體不銹鋼 的局部腐蝕行為[J].腐蝕與防護,2017,38(10):773- 776,788.

[3] 李超,吳恒,張波,等.典型不銹鋼在淡化海水中的耐 腐蝕性能研究[J].裝備環(huán)境工程,2017,14(2):67- 71.

[4] 董澤忠,黃春波,薛春.C15不銹鋼在3.5%NaCl溶液 中的耐蝕性[J].腐蝕與防護,2016,37(9):720-722.

[5] 焦洋,張勝寒,檀玉.核電站用不銹鋼在高溫高壓水中 應(yīng)力腐蝕開裂行為的研究進(jìn)展[J].中國腐蝕與防護 學(xué)報,2021,41(4):417-428.

[6] MILADM,ZREIBAN,ELHALOUANIF,etal.The effectofcold workonstructureandpropertiesof AISI304stainlesssteel[J].Journalof Materials ProcessingTechnology,2007,203(1):80-85.

[7] 張利濤.核級316不銹鋼在高溫高壓水環(huán)境中的應(yīng)力 腐蝕裂紋擴展行為研究[D].北京:中國科學(xué)院大學(xué), 2014.

[8] TERACHIT,YAMADA T,MIYAMOTO T,etal. SCCgrowthbehaviorsofausteniticstainlesssteelsin simulatedPWRprimarywater[J].JournalofNuclear Materials,2012,426(1/2/3):59-70.

[9] 黨恒耀,張亞軍,羅先甫,等.常見應(yīng)力腐蝕標(biāo)準(zhǔn)試驗 方法對比及應(yīng)用[J].理化檢驗(物理分冊),2018,54 (9):672-675.

[10] 關(guān)矞心,李成濤,武煥春,等.304不銹鋼在核電站二 回路水環(huán)境中的應(yīng)力腐蝕開裂

<文章來源 >材料與測試網(wǎng) > 期刊論文 > 理化檢驗－物理分冊 > 59卷 > 6期 (pp:25-28)>