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HR3C在超临界水中的腐蚀性能研究

发布: 2017-7-08 17:31 | 作者: ljy1946 | 来源: 中国电厂化学网

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)

 
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