Corros. Sci.：超临界水中316L不锈钢的腐蚀和应力腐蚀敏感性研究

【引言】

第四代核反应堆凭借其高效性和安全性受到了广泛关注。超临界水冷堆(SCWR)有系统简单、热效率高等优势，是六种创新型第四代核反应堆中最具前途的反应堆之一。在正常运行下，SCWR中的燃料包壳温度可达600℃，瞬变时更高。运行温度越高，燃料包壳材料越有可能因为蠕变，腐蚀或应力腐蚀裂痕(SCC)等而失效，从而引起裂变产物的泄露，严重降低反应堆的安全性。因此，这就需要寻找一种有效的材料作燃料包壳来解决该问题。

【成果简介】

北京时间8月23日，上海交通大学张乐福副教授团队在Corrosion Science官网上在线发表了一篇题目为“A research on the corrosion and stress corrosion cracking susceptibility of 316L stainless steel exposed to supercritical water”的文章。本文研究了316L不锈钢(SS)在550℃和600℃超临界轻水中的抗腐蚀性和应力腐蚀敏感性。通过XRD，SEM，EDS和EBSD分析表征测试样品的微观结构。结果表明，随着测试温度的升高，316L SS的腐蚀和抗SCC性能降低。该腐蚀样品的氧化膜具备二相显微结构，断裂分析结果表明，在550℃和600℃ SCW条件下，Fe-Cr尖晶石层内形成了Fe₃O₄，导致样品的晶间和晶内SCC。

【图文导读】

图1固溶退火的316L SS的EBSD图像表征

该微观结构是典型的奥氏体SS，且晶粒的平均大小为30μm。

图2腐蚀和SSRT(慢应变速率拉伸)测试系统的装置原理图

腐蚀和SSRT(慢应变速率拉伸)是在水化学控制回路的高压条件下进行测试，该测试装置运行可达30MPa和670℃。

图3 550℃和600℃SCW条件下316L SS的增重vs时间

在两种温度下，随着测试时间的延长，样品的增重增加。600℃下测试样品增重和增长率比550℃下的高。

图4在不同测试条件下样品横截面的SEM图像和EDS分析

a. 600℃/100h；

b. 600℃/600h;

c. 600℃/1000h;

d. 600℃/1500h;

e. 550℃/1500h。

图5不同测试条件下316L SS的XRD图像表征

a和b图为样品分别在550℃和600℃ SCW中暴露不同次数而得到的。

图6暴露于SCW(600℃/25MPa)的样品表面的SEM图像表征

a-e.分别为暴露于SCW中100h，300h，600h，1000h，1500h；

f-g.分别为b图区域I和II的放大图像；

h. 区域I和II的EDS结果表征。

图7 SEM横截面微观图及对应的316L SS的EDS元素图像

a和b图中有Fe，Cr，Ni，O元素的EDS图像，分别暴露在550℃和600℃ SCW中1500h。

图8 SCW中316L SS的氧化过程原理图

a. 316L SS的初始状态；

b. Cr₂O₃形成的原理图；

c-e. Fe-Cr尖晶石层的形成过程原理图。Cr₂O₃的形成使得金属基质中Cr减少，所以Fe和水反应生成Fe₃O₄。Cr₂O₃和Fe反应得到Fe-Cr尖晶石，形成了Fe-Cr尖晶石层。

图9 316L SS的应力-应变曲线

a和b图的测试条件为550℃和600℃下分别在氩气和 SCW中。

图10 316L SS的测试段和断裂面图表征

a和b图的测试条件分别为550℃和600℃SCW。

图11样品测试段表面的微观结构图

a. 拉伸试样图；

b. 样品在550℃SCW下测试的EBSD能带对比图；

c. 样品在600℃SCW下测试的EBSD能带对比图；

d. 样品在600℃SCW下测试的BSE图；

e. 样品在600℃SCW下测试的SEM和EDS图。

图12在测试段上拉伸样品裂缝的形成过程原理图

测试过程中，该材料受到应力和拉力，且因塑性形变形成滑移位移。

【小结】

316L SS暴露在550℃和600℃SCW 下， 其腐蚀和SCC敏感性的研究结果如下：

(1) 随着测试温度的升高，腐蚀率也极大地增加，形成了外层为Fe₃O₄和内层为FeCr₂O₄的双层结构。由于氧化膜多孔结构的出现和连续的Cr₂O₃层的消失，伴随出现的结果就是腐蚀率的增加。在腐蚀过程中没有形成Fe₂O₃，这归结于两个主要原因：(a)在超临界轻水中氧气含量低和(b) 形成不密排Cr₂O₃层，导致Fe离子连续地向外扩散来形成Fe₃O₄；

(2) 观察到在550℃和600℃SCW下SSRT样品上晶间和晶内的SCC，且在600℃时SCC敏感性更高。通过抗张应变而形成了水运输通道，因此在氧化膜的Fe-Cr尖晶石层上发现了充满Fe₃O₄的通道。Fe₃O₄通道的形成合理地解释了在表面发生的晶间和晶内SCC。

文献链接：A research on the corrosion and stress corrosion cracking susceptibility of 316L stainless steel exposed to supercritical water(Corros. Sci.，2017，DOI：10.1016/j.corsci.2017.08.027)

本文由材料人编辑部刘锦锦编译，赵飞龙审核，点我加入材料人编辑部。

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