焊態(tài)下CLAM鋼與316L不銹鋼在液態(tài)鉛鉍合金中的腐蝕行為研究.pdf_第1頁
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文檔簡介

1、在未來核工程領域,使用傳統的液態(tài)水對核設備裝置進行冷卻越來越不能滿足實際要求,由于液態(tài)金屬具有良好的導熱性能,可被用來作為原子能反應堆的冷卻劑。在未來的聚變示范堆的計劃使用中,液態(tài)金屬可作為氚增值劑和核反應設備冷卻劑在包層管道內流動,生產氚的同時將包層內產生的熱能帶出。由于固態(tài)金屬材料部件長時間暴露在液態(tài)金屬中,會產生固態(tài)金屬組分元素的溶解,同時形成化學腐蝕反應產物,形成溶解腐蝕現象。如果液態(tài)金屬與設備材料組分有相對運動趨勢時,液態(tài)金屬

2、以及液態(tài)金屬中的顆粒物質會對設備的材料組分產生沖刷作用,同時對材料組分表面形成的保護性物質有破壞作用,使得固態(tài)金屬表面不斷破壞和損失,固態(tài)金屬受到溶解腐蝕的同時還遭受摩擦磨損腐蝕的破壞。熔焊接頭是核工程設備制造和管道連接中的重要組成部分,其耐蝕性將決定著設備和管道的壽命,所以研究焊接接頭在液態(tài)金屬中的腐蝕狀況具有一定的理論意義和實際意義。
  CLAM鋼(China low activation martensitic),是聚變反

3、應堆中第一壁和反應堆包層使用材料中的首選結構材料之一,也是2001年后我國科研團隊研制成的具有中國自主知識產權優(yōu)化了其成分及性能的低活化鐵素體/馬氏體鋼RAFM鋼。本文樣品采用GTAW鎢級氬弧焊方法對開V型坡口的CLAM鋼焊板進行對接焊后切割而成。試樣在200℃下氧飽和的液態(tài)鉛鉍共晶合金中預腐蝕80h后進行液態(tài)金屬腐蝕實驗,液態(tài)金屬腐蝕實驗溫度為500℃,腐蝕時間為400小時,實驗中液態(tài)鉛鉍共晶合金呈靜態(tài)。研究預腐蝕或預氧化后對CLAM

4、鋼在液態(tài)Pb-Bi共晶合金中腐蝕的影響。研究表明:經500℃時,CLAM鋼GTAW焊接接頭和母材在氧飽和的Pb-Bi共晶合金中靜態(tài)腐蝕400h后,表面均有氧化層形成。氧化層分三層,第一氧化層的主要成分為Fe3O4,第二氧化層的主要成分為Fe3O4和Fe、Cr的氧化物FeCr2O4的混合層。第三氧化層的主要成分為Fe、Cr的氧化物FeCr2O4。腐蝕過程中形成的Fe3O4和FeCr2O4都比較致密,都可以一定程度上阻礙腐蝕的進一步進行。F

5、eCr2O4氧化層更為致密,能夠有效降低焊接接頭中Fe、Cr等合金元素向Pb-Bi共晶合金中的溶解。但Fe3O4易與Pb發(fā)生氧化還原反應,也不能阻止O的滲入,很不穩(wěn)定。預腐蝕處理使得試樣提前生成FeCr2O4氧化物,能夠有效的降低Pb-Bi共晶合金對CLAM鋼母材與焊接接頭的腐蝕速度與腐蝕深度。
  美國牌號為316L奧氏體不銹鋼是18-8型奧氏體不銹鋼的衍生鋼種,與我國的O22Cr17Ni14Mo2相對應,也是核工業(yè)領域常用的結

6、構材料之一。本文樣品采用GTAW鎢級氬弧焊方法對5mm厚的316L奧氏體不銹鋼進行平板對接焊后切割而成。實驗過程中腐蝕溫度為450℃,1、2、3號試樣對應位置與液態(tài)鉛鉍共晶合金的相對流速分別為0.647m/s、0.899m/s、1.483m/s,腐蝕時間為500h,其中氧濃度呈飽和狀態(tài)。研究表明:450℃時氧飽和狀態(tài)下試樣在流動的液態(tài)鉛鉍共晶合金中腐蝕500h后,液態(tài)金屬流動的相對速度越大,磨損腐蝕越嚴重。腐蝕后316L母材與焊縫的腐蝕

7、表面形貌都有腐蝕坑和帶有方向性的溝壑出現,但是母材的耐磨損程度要優(yōu)于焊縫。此外,316L試樣的腐蝕表面均有雙氧化層出現,其中內氧化層的主要組成為FeCr2O4,外氧化層的主要組成為Fe3O4。形成的Fe3O4和FeCr2O4都比較致密,都可以一定程度上阻礙腐蝕的進一步進行。但FeCr2O4氧化層更為致密,能夠有效降低母材和焊接接頭中Fe、Cr、Ni等合金元素向Pb-Bi共晶合金中的溶解,而Fe3O4卻無法阻礙氧元素的滲透,同時還易于與P

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