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核电厂水池覆面用不锈钢结构件在含SO_%284%29%5E%282-%29及Cl%5E%28-%29硼酸溶液中的腐蚀行为.pdf
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1、31D0I:10.1197gcc1202307005MATERIALS FOR MECHANICALENGINEERINGVol.47No.7Jul.20232023年7 月第47 卷第7 期机械工程材料核电厂水池覆面用不锈钢结构件在含SO及CI-硼酸溶液中的腐蚀行为雷欣,杨天野,陈婉琦,郑越(中国核电工程有限公司,北京10 0 8 40)摘要:将核电厂水池覆面用S30403、S32 10 1和S32205不锈钢焊接结构件在含SO及CI-的硼酸溶液中腐蚀6 个月,对比研究了3种不锈钢结构件的耐腐蚀性能并分析了腐蚀机理。结果表明:S32205不锈钢结构件发生均匀腐蚀,表面腐蚀产物较少,腐蚀程度较
2、轻;S32101不锈钢结构件发生选择性腐蚀,出现较深的点蚀坑,点蚀坑内存在蓝绿色腐蚀产物;S30403不锈钢结构件发生应力腐蚀开裂,裂纹断口呈现解理断裂形貌,腐蚀最为严重。S32101不锈钢结构件由于铁素体相和奥氏体相的电位差以及铁素体中铬含量偏低等因素而发生铁素体相的选择性腐蚀;单相奥氏体S30403不锈钢结构件由于对CI敏感并存在较高残余应力,因此无法形成两相协同作用而导致应力腐蚀开裂以及裂纹的快速扩展。关键词:不锈钢覆面;腐蚀产物;腐蚀机理;硼酸溶液中图分类号:TG174文献标志码:A文章编号:10 0 0-37 38(2 0 2 3)0 7-0 0 31-0 6Corrosion Be
3、havior of Stainless Steel Structural Parts for Nuclear PowerPlant Pool Cladding in Boric Acid Solution Containing SO2-and CI-LEI Xin,YANG Tianye,CHEN Wanqi,ZHENG Yue(China Nuclear Power Engineering Co.,Ltd.,Beijing 100840,China)Abstract:S30403,S32101 and S32205 stainless steel structural parts for n
4、uclear power plant pool claddingwere corroded in a boric acid solution containing SO?and Cl-for six months.The corrosion resistance of the threestainless steel structural parts was studied comparatively and the corrosion mechanisms were analyzed.The resultsshow that the S32205 stainless steel struct
5、ural part had uniform corrosion and less surface corrosion products,indicating the corrosion degree was slight.The selective corrosion of the S3210l stainless steel structural partoccurred,and deep corrosion pits appeared.Blue-green corrosion products were found in the corrosion pits.Stresscorrosion
6、 cracking occurred in the S30403 stainless steel structural parts,and the crack fracture showed cleavagefracture morphology,indicating the corrosion was the most serious.The selective corrosion of ferrite phasesoccurred in the S3210l stainless steel structural part due to the potential differences b
7、etween ferrite phase andaustenite phase and the low chromium content in ferrite.The single-phase austenitic S30403 stainless steelstructural part was sensitive to Cl,had high residual stresses,and could not form a two-phase synergy,resultingin stress corrosion cracking and fast crack propagation.Key
8、 words:stainless steel cladding;corrosion product;corrosion mechanism;boric acid solution0引言核电厂中有多个反应堆换料水池、乏燃料贮存收稿日期:2 0 2 2-0 2-10;修订日期:2 0 2 2-12-2 8作者简介:雷欣(19 8 8 一),女,广西南宁人,高级工程师,博士水池、内置换料水箱以及地坑水池等结构设施,其主要功能包括贮存一定量的介质,保证各水池、水箱内的水不发生泄漏,燃料组件不会受到破坏,防止堆芯熔融物同安全壳底板混凝土发生反应并为其提供必要的冷却水源,在发生失水事故(LOCA)期间和再
9、循环阶段为安注泵和安喷泵提供冷却介质,提高应32雷MATERIALS FORMECHANICAL ENGINEERING及CI硼酸溶液中的腐蚀行为欣,等:核电厂水池覆面用不锈钢结构件在含SO2023机械工程材料急堆芯冷却和安全壳内降温降压功能的可靠性,等等。这些结构设施的内表面一般都用不锈钢作为覆面。目前,国内在建和运行的核电厂水池覆面用的主要材料为S30403超低碳奥氏体不锈钢(相当于RCC-MM3307标准中的Z2CN18-10不锈钢和GB/T24511一2 0 17 标准中的0 2 2 Cr19Ni10不锈钢)和S32101节镍型双相不锈钢。其中:M310和ACP1000堆型核电站水池设
10、计沿用了法国二代核电成熟工艺,覆面材料采用S30403不锈钢;AP1000核电站水池覆面设计采用美国西屋工艺,覆面材料为S32101不锈钢门。S32205不锈钢作为具有优良性能的双相不锈钢,已在石油、化工等领域得到广泛应用,但在核电厂中仅在海水系统中有所应用,作为覆面材料应用较为有限。核电站反应堆水池不锈钢覆面常浸泡在硼酸溶液中,溶液温度一般在40 6 0,短期异常或事故条件下温度最高约8 0。不同燃料元件对贮存水池水质的要求不同,压水堆乏燃料要求在pH为4.0 6.0、硼质量分数为(2 30 0 2500)10-6、C1质量分数小于0.510-6 的去离子水中贮存。国内已对不锈钢在模拟乏燃料
11、水池环境中的电化学腐蚀、晶间腐蚀和应力腐蚀等腐蚀行为进行了大量研究 2-3,但以上单一条件下的研究并不能较为完整地重现核电厂实际应用工况下的真实情况。此外,由于实际服役周期长,溶液环境可能因发生事故等原因而发生变化,以及钢板结构件本身的影响,非常有必要在更长的试验周期中、模拟实际工况及实际钢板结构的条件下进行加速腐蚀试验,并对实际工况下长周期腐蚀机理进行研究。为了评估长期服役条件下以及可能发生的事故条件下水池钢覆面的腐蚀情况,作者选择S30403,S32101和S32205不锈钢焊接结构件为研究对象,根据核电厂水池实际运行工况设计了在含SO及CI-的硼酸溶液中的加速腐蚀试验,比较了3种不锈钢结
12、构件在模拟实际工况下的耐腐蚀性能,并研究了其腐蚀机理,为后续核电厂水池覆面的设计改进和选材提供依据。1试样制备与试验方法试验用S32205、S32 10 1和S30403不锈钢板均采购自上海宝钢,交货状态为固溶态,钢板尺寸为10mm1250mmX3350mm。采用SpectroMAXX型光谱分析仪测得的3种不锈钢的化学成分见表1;按照GB/T228.1-2010,使用MTS810型拉伸试验机由R4试样测得的3种不锈钢的拉伸性能见表2。可见3种不锈钢的化学成分和拉伸性能均符合ASMESA-240的要求。在3种不锈钢上取样,采用OLYMPUSPMG3型光学显微镜观察显微组织。由图1可见,S3210
13、1和S32205不锈钢均为典型的奥氏体-铁素体两相组织,S30403不锈钢为单一奥氏体组织,有部分李晶,3种不锈钢中均未观察到明显的夹杂物及其他有害相。将以上S32205、S32 10 1和S30403不锈钢板制成如图2 所示的平焊缝和角焊缝结构件,每种材料料每种结构各制备2 个平行样。将结构件试样表面表13种不锈钢的化学成分Table1Chemical composition of three stainless steels质量分数/%牌号条件CSiMnPSCrNiMo标准值0.0300.7 52.000.0450.03017.5019.508.0012.00一S30403实测值0.019
14、0.531.130.0200.00918.489.43标准值17059048563M40S321015674507156503530S32205605450775655522533及CI硼酸溶液中的腐蚀行为雷MATERIALS FORMECHANICAL ENGINEERING欣,等:核电厂水池覆面用不锈钢结构件在含SO2023机械工程材料25um25um200m(a)S32205钢(b)S32101钢(c)S30403钢图13种不锈钢的显微组织Fig.1Microstructures of three stainless steels:(a)S32205 steel;(b)S32101 st
15、eel and(c)S30403 steel100100180180平焊缝角焊缝(a)平焊缝结构件(b)角焊缝结构件图2平焊缝和角焊缝结构件示意Fig.2Diagram of flat weld(a)and filletweld(b)structural parts进行简单打磨、清洗,确保试样表面无明显腐蚀坑,平焊缝、角焊缝无肉眼可见缺陷。模拟核电厂水池实际环境,采用硼质量分数为250010-6、CI 质量分数为5%、SO质量分数为150 0 X10-、p H 为5、温度为8 0 的硼酸溶液对3种不锈钢结构件进行加速腐蚀浸泡试验,试验周期为6 个月。试验过程中定期测定溶液pH,控制pH不超过6
16、.0。采用数码相机观察表面宏观腐蚀形貌。根据GB/T16545一2 0 15,去除腐蚀后试样表面的腐蚀产物,采用S-3400NII型扫描电镜(SEM)观察表面微观腐蚀形貌,用附带的能谱仪(EDS)进行微区成分分析。在出现点蚀坑的试样上,在点蚀坑处取截面试样进行微观形貌观察及微区成分分析;在发生腐蚀开裂的试样上,在裂纹区域截面及裂纹断口上取样进行形貌观察。采用扫描电镜及能谱仪观察试样表面腐蚀产物形貌并分析其成分。2试验结果与讨论2.1宏观腐蚀形貌在硼酸溶液中浸泡6 个月后,3种不锈钢结构件都出现了不同程度的腐蚀。由图3可以看出:S32205不锈钢结构件整体的腐蚀不严重,无论是焊缝还是母材均未出现
17、点蚀坑及应力腐蚀裂纹等,结2mm2mm(a)S32205钢(b)S32101钢(c)S30403钢图33种不锈钢结构件的宏观腐蚀形貌Fig.3Corrosion macromorphology of three stainless steel structural parts:(a)S32205 steel;(b)S32101 steel and(c)S30403 steel34雷MATERIALS FORMECHANICAL ENGINEERING及Cl硼酸溶液中的腐蚀行为欣,等:核电厂水池覆面用不锈钢结构件在含S机械工程材料构件表面主要发生均匀腐蚀;S32101不锈钢结构件除整体出现均匀腐
18、蚀外,其焊缝、弯折变形等位置出现了明显的点蚀坑,点蚀坑内形成了蓝绿色的腐蚀产物;S30403不锈钢结构件表面被腐蚀产物覆盖,在其平焊缝结构件弯折处(缝隙与焊缝共存处)还出现了明显的应力腐蚀裂纹2.2微观腐蚀形貌局部放大观察并未发现S32205不锈钢结构件上存在细小微裂纹及点蚀坑,整体形态完好,仅发现其组织中含有小尺寸的圆形夹杂物,焊接点附近的夹杂物数量较多,如图4所示;由EDS分析可知,夹杂物主要由氧、镁、铬、铝和锰等元素组成。根据宏观形貌观察结果可知.腐蚀后S32101不锈钢结构件出现了较深的点蚀坑。由图5可以看出:元素质量分数/%原子分数7%C7.4915.93017.3927.78Mg4
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