999精品在线视频,手机成人午夜在线视频,久久不卡国产精品无码,中日无码在线观看,成人av手机在线观看,日韩精品亚洲一区中文字幕,亚洲av无码人妻,四虎国产在线观看 ?

AL-6XN合金在超臨界水中的應力腐蝕研究

2015-05-25 00:33:45張樂福邱紹宇
原子能科學技術 2015年4期
關鍵詞:裂紋

張 強,唐 睿,張樂福,邱紹宇

(1.中國核動力研究設計院 反應堆燃料及材料重點實驗室,四川 成都 610213;2.上海交通大學 核科學與工程學院,上海 200240)

AL-6XN合金在超臨界水中的應力腐蝕研究

張 強1,唐 睿1,張樂福2,邱紹宇1

(1.中國核動力研究設計院 反應堆燃料及材料重點實驗室,四川 成都 610213;2.上海交通大學 核科學與工程學院,上海 200240)

采用慢拉伸試驗研究了AL-6XN合金在550~650℃、25MPa超臨界水中的應力腐蝕行為,使用掃描電鏡觀察了材料斷口形貌與標距面裂紋分布。結果顯示:550℃試驗條件下材料表現為穿晶開裂,標距面裂紋很多且分布較均勻,試樣邊角處出現扇形河流花樣;650℃試驗條件下材料表現為沿晶開裂,斷口呈現典型的冰糖狀,標距面裂紋數量大幅減少且集中于斷口附近,相應的延伸率和斷面收縮率也大幅降低。質子輻照對AL-6XN宏觀力學性能影響不大,但導致試樣斷口的扇形花樣(起裂源)數量增加,解理臺階寬度增大。以上結果表明,AL-6XN在超臨界工況下具有嚴重的應力腐蝕開裂敏感性,升高溫度和質子輻照會明顯提高材料的應力腐蝕敏感性。

AL-6XN合金;超臨界水;應力腐蝕;質子輻照;斷口;裂紋

Key words:AL-6XN alloy;supercritical water;stress corrosion;proton irradiation;fracture surface;crack

超臨界水冷堆(SCWR)技術是第4代反應堆國際論壇選定的6種待開發的核電技術之一。由于其具有功率大、效率高、燃料利用率高、經濟性好、技術繼承性好等突出優點[1-3]而備受關注。按照目前的設計,SCWR工作溫度區間為290~550℃,冷卻劑從亞臨界狀態向超臨界狀態過度。為保證SCWR的安全應用,有必要系統研究候選材料在超臨界水中的應力腐蝕行為[4-16]。

AL-6XN是一種新型N強化奧氏體不銹鋼,其成分為鎘(20%)、鎳(約24%)、鉬(6%),且材料中加入了N元素。鎳是AL-6XN的主要合金元素,它使不銹鋼獲得了完全奧氏體組織,使其具有良好的強度和塑性,并具有優良的冷熱加工性和焊接性;同時提高了奧氏體不銹鋼的熱力學穩定性,使之不僅較相同鉻鉬含量的鐵素體-馬氏體等類不銹鋼具有更好的耐氧化性,而且隨著鎳含量的增加,奧氏體不銹鋼中σ相形成的傾向顯著降低。N元素可顯著提高材料的機械強度,還可阻止奧氏體不銹鋼中金屬中間相的析出;同時N對不銹鋼抵抗點腐蝕有積極影響,尤其是與鉬結合所產生的疊加效果對于提高材料的抵抗點腐蝕性和抗縫隙腐蝕性能更為明顯。因此AL-6XN廣泛應用于海水處理、漂白設備及脫硫裝置中,也是SCWR堆內構件的候選材料。前期研究結果表明,該合金在超臨界條件下具有良好的強度和耐蝕性,進一步研究需考慮其輻照腫脹、輻照加速應力腐蝕等問題,目前國內外尚未見相關報道。

本文擬進行奧氏體不銹鋼AL-6XN在550~650℃、25MPa超臨界水中的應力腐蝕試驗,研究質子輻照及試驗溫度對應力腐蝕敏感性的影響,探討AL-6XN在超臨界水中的輻照加速應力腐蝕。

1 材料及試驗方法

1.1 材料

試驗材料為退火態奧氏體不銹鋼AL-6XN,其化學成分(質量分數)列于表1,顯微組織示于圖1。合金基體為等軸晶,平均晶粒尺寸為30μm;基體中分布著零星的沉淀相,尺寸在5μm左右(圖1)。

表1 AL-6XN的化學成分Table 1 Chemical composition of AL-6XN

圖1 AL-6XN的顯微組織Fig.1 Mircrostructure of AL-6XN

1.2 輻照試驗

對AL-6XN在550℃條件下開展質子輻照試驗,質子能量為70~100keV,掃描面積為20mm×20mm,輻照損傷為5dpa。

對質子輻照后的試樣進行550℃、25MPa超臨界水腐蝕試驗。輻照試驗時先對樣品槽和樣品加熱除氣10h:加熱電流4.5A,加熱電壓12.8V。輻照前樣品表面溫度550℃,輻照過程中最高升至554℃,期間適當降低電流使溫度穩定在550~552℃。離子源本底真空為0.39mPa,通氫氣后壓力為2.0mPa;離子源弧流為43mA,弧壓為0.43kV,吸極電壓為12kV,吸極電流為1.180mA,磁場電壓為13.5V,磁場電流為0.41A。靶室真空為5.1mPa,試驗過程中降至約1.7mPa。使用21mm×21mm限束光闌,靶室輻照樣品的束流為4.5~6.5μA。

質子輻照試驗后用SRIM2008軟件進行模擬計算,獲得輻照損傷和輻照硬化的深度分布。計算時包含材料中的9種主要元素,質子能量為70keV,位移閾能取40eV。

1.3 慢拉伸試驗

超臨界水應力腐蝕試驗方法參考文獻[16]。

慢拉伸試驗采用單軸拉伸試樣,輪廓尺寸為58mm×16mm×2mm,標距段尺寸為15mm×3mm×2mm,試樣夾持端與標距段之間有半徑為8mm的過渡圓弧,如圖2所示。試樣標距段先用800#和1200#SiC砂紙打磨,然后用1μm金剛石粉拋光至鏡面。試樣在加工過程中不應因發熱或加工硬化而改變材料的性能,其他操作滿足GB/T 15970的要求。試樣在丙酮中用超聲波清洗10min,清除試樣表面油污,緊接著用超純水清洗,最后在恒溫干燥箱內80℃下干燥24h。

圖2 慢拉伸試樣尺寸Fig.2 Size of SSRT specimen

慢拉伸試驗在超臨界動水慢拉伸回路中進行,該回路由超臨界高壓釜(主體材質為Inconel 625鎳基合金,容積為1.5L)、慢應變速率拉伸機、水化學處理回路3部分組成,允許最高工作溫度和壓力分別為650℃和30MPa。拉伸試樣應變速率為1×10-6s-1,材料失效判據為最大應力的75%。試驗位移的測量采用光柵尺,測溫元件為K型熱電偶,壓力測量為4~20mA輸出的壓力傳感器。循環水系統流速為2L/h,給水電阻率為18.2MΩ·cm;試驗溫度為550℃和650℃,壓力為25MPa,用Ar氣除氧。

試驗開始前徹底清洗試樣和高壓釜,然后將試樣按要求安裝好后開始試驗。拉伸機開始正常工作后,試驗人員每隔6h記錄試驗溫度、壓力、溶氧、入水電導率等試驗參數,以確保設備在正常工況下運行。慢拉伸試驗完成后進行數據處理,用Origin軟件繪制應力-應變曲線,然后根據應力-應變曲線計算材料在超臨界條件下的屈服強度、抗拉強度和延伸率。采用FEI Nova400場發射掃描電鏡觀察斷口形貌,計算斷面收縮率;采用掃描電鏡觀察標距段,統計裂紋形態和數量。

2 試驗結果

2.1 輻照硬化

AL-6XN經質子輻照后的硬度分布示于圖3。由圖3可見,與未輻照狀態相比,輻照后試樣的表面硬度升高,出現了一定程度的輻照硬化。這是由于質子輻照影響深度不大,硬化限于材料外表面800nm以內,峰值出現在100nm處;隨著輻照溫度的升高(290~550℃),峰值硬度的增量從2GPa減小至1.4GPa,這顯然是因為較高溫度下材料發生了退火軟化。

圖3 AL-6XN經質子輻照后的硬度分布Fig.3 Hardness profile of AL-6XN irradiated by proton

2.2 超臨界水中的宏觀力學性能

AL-6XN在超臨界水中的應力-應變曲線如圖4所示,宏觀力學性能列于表2。從圖4和表2可看出,550℃質子輻照前后,AL-6XN變形趨勢和宏觀力學性能幾乎無變化,抗拉強度為550~560MPa,延伸率在0.9左右。與650℃應力-應變曲線對比可知,質子輻照對宏觀力學性能的影響遠不如試驗溫度的影響,這顯然是由于輻照作用范圍太淺(不足1μm)。為此需進一步觀察試樣斷口和標距面形貌,以便判斷質子輻照對應力腐蝕敏感性的影響。

圖4 AL-6XN在超臨界水中的應力-應變曲線Fig.4 Stress-strain curve of AL-6XN in supercritical water

2.3 斷口和標距面觀察

AL-6XN經550℃和650℃超臨界水慢拉伸試驗后的斷口和標距面形貌如圖5~10所示。由圖5~10可見,未輻照試樣在550℃試驗條件下,斷口主體呈現小而淺的韌窩(尺寸為10μm左右),標距面裂紋很多且分布較均勻;試樣邊角處(對角線分布)出現扇形河流花樣及解理臺階(臺階寬度為10μm左右),解理面上可見交叉的滑移條紋和微孔,表明試樣在拉伸過程中發生了持續的塑性變形。已輻照試樣(AL-6XN-5dpa)在550℃試驗條件下,斷口韌窩不明顯,標距面裂紋變化不大;靠近側面同樣出現扇形河流花樣及解理臺階(臺階寬度為30μm左右),沿試樣中平面呈對稱分布。650℃試驗條件下斷口呈現典型的冰糖狀,標距面裂紋數量大幅減少,且集中于斷口附近,材料表現為明顯的沿晶斷裂,相應的延伸率和斷面收縮率大幅降低。根據斷口形貌可認為,AL-6XN在超臨界工況下具有嚴重的應力腐蝕開裂敏感性。

表2 AL-6XN在超臨界水中的宏觀力學性能Table 2 Mechanical property of AL-6XN in supercritical water

圖5 AL-6XN經550℃除氧超臨界水慢拉伸試驗的斷口形貌Fig.5 Fracture morphology of AL-6XN after SSRT in 550℃deaerated SCW

分別采用未輻照和已輻照的AL-6XN試樣在550℃除氧超臨界水中進行慢拉伸試驗,試樣經鑲嵌、磨拋、蝕刻后置于金相顯微鏡下觀察,結果示于圖11。由圖11可見,試驗后2種試樣的截面和標距面顯示裂紋均為穿晶擴展,已輻照試樣的裂紋深度遠高于未輻照試樣,可見5dpa的質子輻照會明顯提高AL-6XN的應力腐蝕敏感性。與650℃慢拉伸試樣的斷口形貌(圖9)對比可知,試驗溫度對材料的開裂方式影響很大,較低溫度為穿晶,而較高溫度為沿晶。

圖6 AL-6XN經550℃除氧超臨界水慢拉伸試驗的標距面形貌Fig.6 Gauge morphology of AL-6XN after SSRT in 550℃deaerated SCW

圖7 AL-6XN-5dpa經550℃除氧超臨界水慢拉伸試驗的斷口形貌Fig.7 Fracture morphology of AL-6XN-5dpa after SSRT in 550℃deaerated SCW

圖8 AL-6XN-5dpa經550℃除氧超臨界水慢拉伸試驗的標距面形貌Fig.8 Gauge morphology of AL-6XN-5dpa after SSRT in 550℃deaerated SCW

圖9 AL-6XN經650℃除氧超臨界水慢拉伸試驗的斷口形貌Fig.9 Fracture morphology of AL-6XN after SSRT in 650℃deaerated SCW

3 分析討論

輻照促進應力腐蝕是各種輕水堆存在的普遍問題[4-15]。通常認為破裂加速源于奧氏體合金的輻照效應:輻照偏析、顯微組織變化(位錯環、位錯網、空洞、氣泡、沉淀相)和材料硬化。隨著注量的增加,奧氏體不銹鋼屈服強度按平方根增加(輻照7~10dpa后強度增加4倍),這種加工硬化導致不銹鋼在288℃的輕水堆水中裂紋生長加速[1]。由于輻照會在材料表面形成多種損傷和缺陷,在隨后的慢拉伸試驗中合金表面氧化膜的成分和結構也會發生一定變化,進而影響材料的應力腐蝕性能。

圖11 AL-6XN經550℃除氧超臨界水慢拉伸試驗的截面形貌Fig.11 Cross-section morphology of AL-6XN after SSRT in 550℃deaerated SCW

為理解試樣表面氧化膜狀態對應力腐蝕行為的影響,本文對AL-6XN試樣(未輻照和已輻照)進行了超臨界水腐蝕試驗,條件為輻照溫度550℃、壓力25MPa、浸蝕時間300h。試驗結束后通過掃描電鏡觀察試樣表面氧化膜形貌,通過能譜分析氧化膜的成分,結果分別示于圖12、13。由圖12、13可看出:輻照后的試樣初生氧化膜與未輻照試樣形貌相似,主體為尺寸350nm左右的小顆粒,其上均勻分布著尺寸為1.3μm左右的大顆粒;但初生氧化膜很快破裂并迅速脫落,次生氧化膜由尺寸2μm左右的大顆粒組成。腐蝕300h后,初生氧化膜的脫落已超過65%,而次生氧化膜顆粒尺寸幾乎不變,且完全覆蓋基體。相較于未輻照試樣,已輻照試樣表面氧化膜貧Cr、缺Mo,機械強度和附著力也大幅下降。在慢拉伸試驗的持續應變作用下,輻照試樣更容易在多個位置萌生裂紋,發生穿晶開裂。

圖12 AL-6XN試樣在550℃/25MPa條件下浸蝕300h后氧化膜的形貌Fig.12 Oxide morphology of AL-6XN exposed in 550℃/25MPa SCW

圖13 AL-6XN試樣在550℃/25MPa條件下浸蝕300h后氧化膜的成分Fig.13 Oxide composition of AL-6XN exposed in 550℃/25MPa SCW

4 結論

采用慢拉伸試驗研究了AL-6XN在550~650℃、25MPa超臨界水中的應力腐蝕行為,采用宏觀力學性能評價材料的應力腐蝕敏感性,使用掃描電鏡觀察了材料斷口形貌與標距面裂紋,得到以下結論:

1)550℃試驗條件下材料表現為穿晶開裂,標距面裂紋很多且分布較均勻,試樣邊角處出現扇形河流花樣及解理臺階。650℃試驗條件下材料表現為沿晶開裂,斷口呈現典型的冰糖狀,標距面裂紋數量大幅減少,且集中于斷口附近,相應的延伸率和斷面收縮率大幅降低。

2)質子輻照對AL-6XN宏觀力學性能影響不大(因為輻照損傷深度很小),但導致試樣斷口的扇形花樣(起裂源)數量增加,解理臺階寬度增加。

3)AL-6XN在超臨界工況下具有嚴重的應力腐蝕開裂敏感性,試驗溫度對材料的開裂方式影響很大。升高溫度和質子輻照會明顯提高材料的應力腐蝕敏感性。

[1] WAS G S,TEYSSEYRE S.Challenges and recent progress in corrosion and stress corosion cracking of alloys for supercritical water reactor core components[C]∥Proceedings of the 12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power System-Water Reactors.[S.l.]:[s.n.],2005.

[2] MUTHUKUMAR N,LEE J H,KIMURA A.SCC behavior of austenitic and martensitic steels in supercritical pressurized water[J].Journal of Nuclear Materials,2011,417:1 221-1 224.

[3] MAENG W Y,LEE J H,KIM U C.Environmental effects on the stress corrosion cracking susceptibility of 3.5NiCrMoV steels in high temperature water[J].Corrosion Science,2005,47:1 876-1 895.

[4] ROKURO N,YASUAKI M.SCC evaluation of type 304and 316austenitic stainless steels in acidic chloride solutions using the slow strain rate technique[J].Corrosion Science,2004,46:769-785.

[5] TEYSSEYRE S,JIAO Z,WEST E,et al.Effect of irradiation on stress corrosion cracking in supercritical water[J].Journal of Nuclear Materials,2007,371:107-117.

[6] TAKASHI T,YUKIO M,SHIRO J,et al.Effects of water and irradiation temperatures on IASCC susceptibility of type 316stainless steel[J].Journal of Nuclear Materials,2004,329:657-662.

[7] WEST E A,WAS G S.IGSCC of grain boundary engineered 316Land 690in supercritical water[J].Journal of Nuclear Materials,2009,392:264-271.

[8] ANDRESEN P L,MORRA M M.IGSCC of non-sensitized stainless steels in high temperature water[J].Journal of Nuclear Materials,2008,383:97-111.

[9] PANTE J,VIGUIER B,CLOUE J M,et al.Influence of oxide films on primary water stress corrosion cracking initiation of alloy 600[J].Journal of Nuclear Materials,2006,348:213- 221.

[10]ZHOU Rongsheng,WEST E A,JIAO Zhijie,et al.Irradiation-assisted stress corrosion cracking of austenitic alloys in supercritical water[J].Journal of Nuclear Materials,2009,395:11-22.

[11]AMPORNRAT P,GUPTA G,WAS G S.Tensile and stress corrosion cracking behavior of ferritic-martensitic steels in supercritical water[J].Journal of Nuclear Materials,2009,395:30-36.

[12]NOVOTNY R,HANER P,SIEGL J.Stress corrosion cracking susceptibility of austenitic stainless steels in supercritical water conditions[J].Journal of Nuclear Materials,2011,409:117-123.

[13]TEYSSEYRE S,WAS G S.Stress corrosion cracking of austenitic alloys in supercritical water[J].Corrosion,2006,62(12):1 100-1 116.

[14]TERACHI T,YAMADA T,MIYAMOTO T,et al.SCC growth behaviors of austenitic stainless steels in simulated PWR primary water[J].Journal of Nuclear Materials,2011,417:1 221-1 224.

[15]MASAHIRO N,TETSUYA N,MASAHIRO I,et al.SCC behavior of SUS316Lin the high temperature pressurized water environment[J].Journal of Nuclear Materials,2011,417:878-882.

[16]中國國家標準化管理委員會.GB/T 15970—1995 金屬和合金的腐蝕:應力腐蝕試驗[S].北京:中國標準出版社,1996.

Stress Corrosion Cracking Behavior of AL-6XN in Supercritical Water

ZHANG Qiang1,TANG Rui1,ZHANG Le-fu2,QIU Shao-yu1
(1.Science and Technology on Reactor Fuel and Materials Laboratory,Nuclear Power Institute of China,Chengdu610213,China;2.School of Nuclear Science and Engineering,Shanghai Jiao Tong University,Shanghai 200240,China)

The stress corrosion cracking(SCC)behavior of AL-6XN alloy in supercritical water with 550-650℃and 25MPa was studied by slow strain rate test(SSRT).The facture morphology and gauge surface crack of the specimen were observed by scanning electron microscopy(SEM).In 550℃test condition,the material presents transgranular cracking.Many uniform distributed cracks appear on the gauge surface,and fanshaped river patterns appear at the corners on the fracture surface.In 650℃test condition,the material displays intergranular cracking.The fracture surface reveals typical rock candy pattern,and much fewer cracks appear at the fracture end on the gauge surface.Proton irradiation at 550℃has little effect on the mechanical property of AL-6XN,but induces more fan-shaped patterns(cracking origins)and wider slipping steps.AL-6XN alloy presents severe SCC sensitivity in supercritical water,which is enhanced by higher temperature and proton irradiation.

TG171

:A

:1000-6931(2015)04-0732-07

10.7538/yzk.2015.49.04.0732

2013-12-30;

2014-10-10

國防科工局核能開發項目資助

張 強(1982—),男,四川綿陽人,助理研究員,碩士,核燃料循環與材料專業

猜你喜歡
裂紋
基于擴展有限元的疲勞裂紋擴展分析
裂紋長度對焊接接頭裂紋擴展驅動力的影響
裂紋圓管彎曲承載能力研究
一種基于微帶天線的金屬表面裂紋的檢測
裂紋敏感性鋼鑄坯表面質量控制
山東冶金(2019年6期)2020-01-06 07:45:58
Epidermal growth factor receptor rs17337023 polymorphism in hypertensive gestational diabetic women: A pilot study
42CrMo托輥裂紋的堆焊修復
山東冶金(2019年3期)2019-07-10 00:54:06
心生裂紋
揚子江(2019年1期)2019-03-08 02:52:34
微裂紋區對主裂紋擴展的影響
A7NO1鋁合金退火處理后焊接接頭疲勞裂紋擴展特性
焊接(2015年2期)2015-07-18 11:02:38
主站蜘蛛池模板: 大陆精大陆国产国语精品1024| 国产激爽大片高清在线观看| 国产极品美女在线观看| 久久青青草原亚洲av无码| 伊人久久久大香线蕉综合直播| 四虎永久在线视频| 制服丝袜一区二区三区在线| 在线中文字幕网| 波多野结衣一区二区三区四区| 91亚洲影院| 日韩大片免费观看视频播放| 99这里只有精品在线| 色综合国产| 欧美成人二区| 日韩成人高清无码| 无码一区二区三区视频在线播放| 色综合a怡红院怡红院首页| 中文字幕第1页在线播| 久久久久亚洲AV成人人电影软件| 一级毛片a女人刺激视频免费| 欧美日韩成人在线观看| 亚洲色图欧美在线| 亚洲精品777| 国产福利小视频高清在线观看| 热99精品视频| 亚洲色图欧美| 午夜福利无码一区二区| 亚洲国产成人久久精品软件| 欧美亚洲一区二区三区导航| 一本大道视频精品人妻| 久久久久久久久久国产精品| 日韩中文精品亚洲第三区| a天堂视频在线| 青青草原国产免费av观看| 亚洲国产日韩一区| 91青青草视频| 国产麻豆精品久久一二三| 夜夜操狠狠操| 日本不卡视频在线| 欧美精品黑人粗大| 尤物国产在线| 真实国产乱子伦视频| 四虎综合网| 国产精品视频3p| 亚洲91精品视频| 欧美午夜精品| 麻豆国产精品一二三在线观看| 国产打屁股免费区网站| 午夜a视频| 精品亚洲欧美中文字幕在线看| 久久国产免费观看| 亚洲日韩AV无码一区二区三区人 | 秋霞午夜国产精品成人片| 五月天福利视频| 亚洲系列中文字幕一区二区| 国产精品美女自慰喷水| 一本大道视频精品人妻 | 欧美在线黄| 日本免费新一区视频| 欧洲高清无码在线| 成人一区专区在线观看| 综1合AV在线播放| 欧美激情福利| 麻豆AV网站免费进入| 久久综合色88| 99国产精品免费观看视频| 国产鲁鲁视频在线观看| 三区在线视频| 亚州AV秘 一区二区三区| 91麻豆精品视频| 国产手机在线ΑⅤ片无码观看| 久久亚洲欧美综合| 欧美激情网址| 欧美亚洲国产精品第一页| 国产日本欧美在线观看| 亚洲综合在线最大成人| 国产凹凸一区在线观看视频| 伊人色天堂| 成人精品区| 91久久国产综合精品| 国产精品久久久久久搜索| a毛片免费看|