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反应堆用316不锈钢在海水中的腐蚀性能研究

来源:至德钢业 日期:2018-12-16 20:15:48 人气:172

2011311日日本地震引发的核电站事故,导致全球对核电安全的关注。福岛核电站在由地震引发的失水事故后,最初用于冷却的纯水不断蒸发变少。在应急冷却过程中,不得已而将海水注入以冷却堆芯。该电站几个机组的堆内主要结构材料是奥氏体不锈钢304316L。海水对堆芯内结构材料具有强烈的腐蚀性,尤其是海水中的Cl离子会使奥氏体不锈钢产生晶间腐蚀和点蚀,从而使结构部件产生局部腐蚀,导致部件失效。课题组对此次核电事故及事故处理过程中海水注入可能引发的材料腐蚀问题进行了调研,并采用中国实验快堆用304316不锈钢焊接材料开展海水腐蚀性能试验,为评估福岛核电站的堆内材料(主要是304316不锈钢)在海水注入后的腐蚀情况数据。

1试样及实验条件

实验材料采用中国实验快堆用结构材料304316不锈钢。实验中所用的海水取自于天津塘沽。试样的尺寸为60 mm×15 mm×5 mm,焊缝在试样的中部,试样经200#SiC砂纸打磨。制备好的304316不锈钢样品被分别放入上述设备中,在室温、50100150300℃进行腐蚀实验。

2实验结果与讨论

室温、50100150℃下304SS316SS在海水中表现出了良好的抗腐蚀性。XRD衍射表明在50℃下304SS316SS表面都形成了Fe2O3氧化膜。

300℃下304SS316SS在仅进行试验15 d的条件下,就出现了严重的点蚀,尤其是304SS,样品持续失重。304SS316SS 300℃海水实验后的XRD衍射谱表明在304SS316SS表面都形成了Fe3O4的氧化膜。在吸收氧出现氧化膜的情况下,304SS316SS依然变现为失重,说明出现了严重的局部腐蚀。

304SS中部即焊接的部分出现了严重点蚀,316SS同样才产生了焊缝附件的点蚀,但是其点蚀的程度远比304SS的小。304SS316SS的金相照片表明母材为明显的奥氏体晶粒,其组织为奥氏体和颗粒状碳化物;304SS焊缝区为方向性很强的柱状树枝晶和焊缝中心处的等轴晶。316SS焊缝处为等轴晶和颗粒状碳化物。这种焊缝处和基体之间的差异解释了点蚀坑优先出现在焊缝区。304SS316SS焊缝处XRD衍射谱表明在304SS316SS焊缝处并不是单一的奥氏体组织,在304SS316SS的焊缝中都出现了铁素体相,同时,316SS焊缝处的奥氏体也存在织构。这种焊缝处和母材的组织结构上的差异也可能是点蚀优先出现在焊缝处的一个重要原因。

3结论

304316不锈钢在短时间低温下有比较理想的耐海水强腐蚀介质的侵蚀。在海水中较高温度下,耐局部腐蚀性能下降,在300℃下,304SS316SS上就出现了明显的点腐蚀。说明高温下304316不锈钢不耐海水腐蚀。可以推测在高温的堆芯内注入具有腐蚀性质的海水可能导致反应堆堆芯结构材料的损毁。

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