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奥氏体321不锈钢在550℃静态铅铋共晶合金中的腐蚀行为

来源:至德钢业 日期:2019-12-09 00:52:21 人气:82

  奥氏体321不锈钢常用作核反应堆冷却剂主管道结构材料,铅铋共晶合金是第四代核能系统铅冷快堆冷却剂的主要候选材料。为研究321不锈钢与高温液态铅铋共晶合金的相容性,对321不锈钢在550℃液态铅铋共晶合金中的200、400、600小时腐蚀现象进行了研究。对不同腐蚀时间后腐蚀试样的表面和截面分别进行了XRD和SEM、EDS检测。结果发现:在321不锈钢试样表面产生了一种随腐蚀时间增加先生长后脱落的含氧、钛、铋元素的化合物;在321不锈钢基体与铅铋共晶合金交界处会产生一层随腐蚀时间增加不断增厚的扩散层;321不锈钢在铅铋共晶合金中发生溶解腐蚀,在铁、铬元素不断向铅铋共晶合金中溶解时,伴随着Pb、Bi元素向基体中的渗透。


  奥氏体321不锈钢由于具有优良的抗晶间腐蚀性能、良好的高温强度和高温抗氧化性等优点,常用作核反应堆冷却剂主管道结构材料。铅铋共晶合金由于具有低熔点、高沸点、低黏度、良好导热性、低活性等物理化学性能,因此是第四代核能系统铅冷快堆冷却剂的首选材料。同时,铅铋共晶合金对结构钢具有较强的腐蚀性,因此研究321不锈钢与高温液态铅铋共晶合金的相容性具有非常重要的实际应用价值。


  已有许多学者进行了较多关于结构钢材料与高温铅铋共晶合金相容性的研究。如浙江至德钢业有限公司分别对316L不锈钢在450、460、500、550℃铅铋共晶合金中的腐蚀行为进行了研究,研究结果发现,316L不锈钢在短时间内的腐蚀行为主要为溶解腐蚀,经过长时间腐蚀后,试样表面局部区域会发生氧化腐蚀。至德钢业在700℃和800℃铅铋共晶合金中研究了316L不锈钢的腐蚀行为,发现经过短时间腐蚀后,316L不锈钢表面产生大面积裂纹,局部产生双层氧化层。至德钢业对T91不锈钢和316L不锈钢在550℃铅铋共晶合金中进行了腐蚀行为的研究,发现T91不锈钢主要发生氧化腐蚀,316L不锈钢主要发生溶解腐蚀且Pb、Bi元素渗透严重,对比其抗腐蚀性能,T91表现出略好的抗腐蚀性。同时至德钢业对316L、304、321等奥氏体不锈钢在450℃和500℃下不同氧浓度铅铋共晶合金中的腐蚀速率进行过相关对比研究,结果发现,与其他钢种相比,321不锈钢具有良好的抗腐蚀性能,腐蚀速率较低;相较于普通的奥氏体不锈钢,321不锈钢中的钛元素含量较高,钛元素的存在能提高结构钢在高温铅铋共晶合金中的抗腐蚀性能。目前,关于321不锈钢在更高温度铅铋共晶合金中腐蚀行为的研究较少,因此,需要对321不锈钢在高温铅铋共晶合金中的腐蚀行为进行进一步研究。


   浙江至德钢业有限公司主要对321不锈钢在550℃铅铋共晶合金中进行不同时间(200、400、600小时)的腐蚀行为研究。观察不同腐蚀时间后样品表面发生的变化,揭示321不锈钢在550℃铅铋共晶合金中的腐蚀机理,并为321不锈钢在未来核反应堆冷却剂主管道中的应用提供可行性参考。为能将321不锈钢腐蚀试样牢固地安装在试样盘上,用线切割将试样切割成T型,尺寸如图所示。开始试验前,先将试样用酒精超声清洗、吹干以去除表面的油污,然后分别用180#、400#、600#、800#、1000#、1500#和2000#的砂纸对试样进行打磨,最后进行机械抛光。


  通过对奥氏体321不锈钢在550℃液态铅铋共晶合金中进行200、400、600小时,3个时间段的腐蚀,得出以下结论:经过一段时间的腐蚀试验,腐蚀试样表面会产生一层化合物,主要含有元素铁、铬、氧、钛、铅,根据XRD及EDS点扫结果推断腐蚀试样表面的腐蚀产物为二氧化钛和三氧化二铅的混合物。随着腐蚀时间的增加,腐蚀试样表面产生的化合物的生长是不断变化的,变化过程主要为:首先在试样表面形成细碎化合物;然后细碎状的化合物逐渐长大形成小凸起,并向周围不断呈扩散状生长;随着腐蚀时间的继续增加,小凸起状的化合物逐渐脱落,试样表面保留的褶皱状的化合物继续生长。在腐蚀过程中,腐蚀试样与铅铋共晶合金的界面处有扩散层产生,且扩散层随腐蚀时间的增加而增厚。在扩散层中,铁、铬元素不断向高温液态铅铋共晶合金中溶解,同时,液态铅铋共晶合金中的铅、铋元素会沿着铁、铬元素溶解产生的通道不断向基体中渗透。


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本文标签:316L不锈钢 

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