在核工業(yè)領(lǐng)域,鉛鉍共晶合金(Lead Bismuth Eutectic,LBE)是第四代核能系統(tǒng)中的鉛冷快堆(Lead-cooled Fast Reactor,LFR)以及加速器驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng)(Accelerator Driven Sub-critical System,ADS)的首選冷卻劑,同時(shí)還是ADS的散裂靶候選材料。但是高速流液態(tài)LBE會(huì)對(duì)長(zhǎng)期暴露其中的包層結(jié)構(gòu)材料造成腐蝕,減少包層結(jié)構(gòu)材料的使用壽命。316L不銹鋼因其優(yōu)異的性能,尤其是抗輻照損傷和耐腐蝕性能,被首選為核用鋼種,大規(guī)模的被用作核反應(yīng)堆的包層結(jié)構(gòu)材料。核反應(yīng)堆的包層結(jié)構(gòu)部件,如主泵葉輪、管道接合處和冷卻劑存儲(chǔ)箱等,都需要通過(guò)焊接進(jìn)行制造,然而焊縫組織不均勻、焊后殘余應(yīng)力等造成焊縫薄弱性,導(dǎo)致焊縫在高速流液態(tài)LBE中被優(yōu)先腐蝕,且腐蝕過(guò)程更加復(fù)雜。因此研究316L不銹鋼焊縫耐高速流液態(tài)LBE腐蝕性具有重要意義,可以為提高核反應(yīng)堆包層結(jié)構(gòu)材料的耐腐蝕性能及服役壽命提供理論依據(jù)。本文首先采用鎢極氬弧焊對(duì)316L不銹鋼板進(jìn)行對(duì)接焊,單面焊雙面成形,然后將部分焊后鋼板制備成不同表面狀態(tài)以及進(jìn)行固溶處理,最后將所有試驗(yàn)材料切割成T型試樣,并放入本課題組自主研制的耐高速流液態(tài)金屬腐蝕試驗(yàn)用裝置進(jìn)行模擬腐蝕試驗(yàn)。所有試驗(yàn)都是在550℃飽和氧濃度的液態(tài)LBE中進(jìn)行,具體試驗(yàn)如下:1)在不同相對(duì)流速(1.70 m/s,2.31 m/s,2.62 m/s,2.98 m/s,3.69 m/和4.77 m/s)下腐蝕500 h,研究高速流液態(tài)LBE腐蝕機(jī)理和相對(duì)流速對(duì)焊縫耐腐蝕行為的影響;并在不同相對(duì)流速(1.70 m/s,2.31 m/s和2.98 m/s)下延長(zhǎng)腐蝕時(shí)間至1500 h,研究腐蝕時(shí)間對(duì)焊縫耐腐蝕行為的影響;2)將不同表面狀態(tài)(180#砂紙打磨,1000#砂紙打磨,機(jī)械拋光和電解拋光)試樣置于2.98 m/s相對(duì)流速下腐蝕500 h,研究表面狀態(tài)對(duì)焊縫耐腐蝕性能的影響;3)固溶處理試樣置于2.98 m/s相對(duì)流速下腐蝕500 h,研究固溶處理對(duì)焊縫耐腐蝕性能的影響。研究結(jié)果表明:腐蝕后試樣表面都生成了雙氧化層,內(nèi)氧化層為較致密的FeCr_2O_4,向基體內(nèi)生長(zhǎng),外氧化層為較疏松的Fe_3O_4和PbFe_4O_7,向外生長(zhǎng),易被腐蝕。高速流液態(tài)LBE的腐蝕過(guò)程主要有元素遷移(造成溶解腐蝕和氧化腐蝕)和磨損腐蝕這兩種形式,Cr、Fe和O是元素遷移的關(guān)鍵,磨損腐蝕能剝落氧化層,促進(jìn)元素遷移。相對(duì)流速對(duì)焊縫耐腐蝕過(guò)程的影響是復(fù)雜的,總體上相對(duì)流速越快,焊縫表面內(nèi)氧化層越厚,即腐蝕程度越深。當(dāng)相對(duì)流速小于2.62 m/s時(shí)溶解和氧化腐蝕隨流速提高而加劇,起主導(dǎo)作用;當(dāng)相對(duì)流速大于2.98 m/s時(shí)因較厚的內(nèi)氧化層嚴(yán)重阻礙元素遷移,溶解和氧化腐蝕被削弱,磨損腐蝕起主導(dǎo)作用。磨損腐蝕是隨著相對(duì)流速的增加而持續(xù)加強(qiáng)的,直至損壞焊縫。當(dāng)延長(zhǎng)腐蝕時(shí)間至1500 h時(shí),試樣腐蝕程度變深。在相對(duì)流速為2.98 m/s時(shí),表面狀態(tài)粗糙度越小的試樣能減小表面磨損腐蝕程度,同時(shí)處理表面過(guò)程中形成的強(qiáng)化層能阻礙元素遷移,從而提高試樣耐腐蝕性能,其中電解拋光試樣耐腐蝕性最佳。在相對(duì)流速為2.98 m/s時(shí),固溶處理能固溶碳化物和雜質(zhì),均勻化組織,減少薄弱區(qū)域,從而減少元素遷移速率,提高試樣的耐腐蝕性。
【學(xué)位單位】：江蘇大學(xué)
【學(xué)位級(jí)別】：碩士
【學(xué)位年份】：2018
【中圖分類】：TG457.11
【部分圖文】：

綜合利用效率[14]，即單位產(chǎn)值所需要消耗的能源（單位噸標(biāo)準(zhǔn)煤/萬(wàn)元） 為我國(guó) 2010 年至 2016 年單位 GDP 能耗變化情況，表 1.2 為 2015 年各 GDP 能耗比較，雖然我國(guó)的節(jié)能降耗工作取得積極進(jìn)展，但是能耗強(qiáng)度平均水平及發(fā)達(dá)國(guó)家相比仍然偏高，2015 年我國(guó)單位 GDP 能耗是世界平的 1.4 倍，達(dá)到 3.7 噸標(biāo)準(zhǔn)煤/萬(wàn)美元，這種能耗強(qiáng)度基本是英、日、德等家能耗強(qiáng)度的 2 倍以上，甚至達(dá)到了英國(guó)能耗強(qiáng)度的 3.9 倍[15]。5、能源、社會(huì)和安全的矛盾日益突出。由于 低質(zhì)型 的能源結(jié)構(gòu)，我國(guó)每年要量的化石能源，排放大量的溫室氣體和 CO、NO2、SO2等有害氣體（200我國(guó) SO2排放量就已達(dá)到 1995 萬(wàn)噸，居世界第一位，此后排放量居高不且在消耗過(guò)程中產(chǎn)生大量廢棄物，造成土地、水環(huán)境等多種污染[16]。同能源短缺，制約社會(huì)發(fā)展，造成社會(huì)生活不便，尤其是農(nóng)村區(qū)域，優(yōu)質(zhì)能短缺，而通過(guò)大量進(jìn)口能源又面臨安全問(wèn)題和對(duì)外依賴度過(guò)大的問(wèn)題。

316L 不銹鋼焊縫耐高速流液態(tài)鉛鉍腐蝕性的研究 臺(tái)核電機(jī)組投入商業(yè)運(yùn)行，正在興建的有 20 臺(tái)核電機(jī)組。核電裝機(jī)容量國(guó)、日本、法國(guó)之后，為世界第四，發(fā)電量位列美國(guó)和法國(guó)之后，為世界第建核電機(jī)組數(shù)量連續(xù)多年世界第一。我國(guó)核能發(fā)展分三步走戰(zhàn)略，即 壓快堆—聚變堆 ，目前第四代核能系統(tǒng)的示范堆、核電小型堆和高溫氣冷入了高速發(fā)展階段，已建成試驗(yàn)型快堆，在戰(zhàn)略第二步中取得了重大突破志我國(guó)在第四代核能系統(tǒng)的研發(fā)方面走在國(guó)際先列[25]。

圖 1.3 核反應(yīng)堆原理圖[28]Fig. 1.3 Schematic of nuclear reactor從 20 世紀(jì) 50 年代中期到 60 年代初，世界上出現(xiàn)第一代核能系統(tǒng)，目過(guò)試驗(yàn)示范形式的核電機(jī)組來(lái)驗(yàn)證核能發(fā)電在實(shí)際工程應(yīng)用上的可行性，有 38 個(gè)早期原型反應(yīng)堆投入運(yùn)行；從 60 年代中期到 80 年代初，世界上二代核能系統(tǒng)，實(shí)現(xiàn)了商業(yè)化、標(biāo)準(zhǔn)化等工程應(yīng)用，單機(jī)組的功率水平與比大大提高，至千兆瓦級(jí)，期間共有 242 個(gè)核電機(jī)組投入運(yùn)行；之后近二間因切爾諾貝利核泄漏事故核電技術(shù)發(fā)展緩慢，直至 21 世紀(jì)以來(lái)才開始大進(jìn)展，出現(xiàn)第三代核能系統(tǒng)，比前代具有更高的安全性和更高的功率，滿足美國(guó)核電用戶要求文件（Utility Reqirement Documents，URD）和歐用戶要求文件[29]（European Utility Requirements，EUR）的先進(jìn)壓水Pressurized Water Reactor，PWR）核電機(jī)組，目前各國(guó)正積極參與第三代

【參考文獻(xiàn)】

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本文編號(hào)：2823827