分享：核電用304L不銹鋼包殼的慢應變速率拉伸試驗
摘 要:對核電用304L不銹鋼包殼進行慢應變速率拉伸試驗,用掃描電子顯微鏡對試樣的斷口 進行觀察。結果表明:核電用304L不銹鋼包殼的應力腐蝕開裂敏感性系數接近1,在高溫氮氣和 高溫、高壓水中測試后,試樣斷口的宏觀形貌基本一致,呈韌性斷裂特征;核電用304L不銹鋼包殼 在高溫、高壓水中的應力腐蝕敏感性較低。
關鍵詞:核電;慢應變速率拉伸試驗;304L不銹鋼;包殼;應力腐蝕
中圖分類號:TB31;TG115.5 文獻標志碼:A 文章編號:1001-4012(2023)06-0025-04
不銹鋼具有良好的力學性能和耐腐蝕性能[1], 被廣泛應用于核工業[2]、海洋工業[3]、石油工業[4]等 領域中。不銹鋼在核反應堆的高溫、高壓、高輻射等 環境下,會出現應力腐蝕開裂等問題,導致核電事 故。據統計,材料應力腐蝕開裂導致的核電設備和 結構發生失效占整個核電設備失效比例的50%。 對于核電用不銹鋼材料的應力腐蝕性能,有關學者 從材料、力學等方面對其進行了大量研究[5-8],但研 究對象均為核電大型結構件。核燃料相關組件(控 制棒組件、一次中子源組件、二次中子源組件、可燃 毒物組件)通常選用小直徑薄壁不銹鋼管為包殼材 料,對小直徑薄壁不銹鋼管應力腐蝕性能測試的相 關研究較少。為了解相關組件的不銹鋼包殼在堆芯 中的耐腐蝕性能,有必要對其應力腐蝕性能進行測 試,筆者采用慢應變速率拉伸試驗對其進行應力腐 蝕性能研究[9]。
1 試驗材料與方法
1.1 試驗材料
試驗材料為 304L 不銹鋼,其鑄錠由真空感 應+真空自耗雙聯工藝熔煉而成,包殼的化學成分 分析結果如表1所示。包殼的制作工藝為:棒材穿 孔→多道次冷軋→退火處理→成品冷拉拔→外表面 拋光→內、外表面酸洗處理等,為獲得所需的力學性 能,在最終固溶退火后,采用冷拉拔工藝使管材的橫 截面積減少約10%。成品包殼的尺寸(外徑×內 徑)為9.70mm×8.75mm。圖1為成品包殼的橫 截面顯微組織形貌,由圖1可知,其為典型的奧氏體 組織,晶粒尺寸(直徑)約為40~50μm,并含有大量 的退火孿晶,局部有變形滑移帶,包殼的內表面、外 表面、中間區域的顯微組織基本一致,不存在冷拉拔 工藝選擇不當造成的內、外表面組織不均勻現象。
1.2 試樣制備
在成品包殼中截取試樣,參照GB/T15970.4— 2000《金屬和合金的腐蝕 應力腐蝕試驗 第4部分: 單軸加載拉伸試樣的制備和應用》設計試樣,沿包殼 軸向剖開,制備成如圖2所示的試樣。為消除加工 給試樣帶來的應力集中,采用砂紙和拋光劑對所有 切割面進行打磨和拋光。
1.3 試驗方法
參照 GB/T15970.7—2017 《金屬和合金的腐 蝕 應力腐蝕試驗 第7部分:慢應變速率試驗》對包 殼進行慢應變速率拉伸試驗。將試樣置于動態高壓 釜中,試驗介質為電阻率大于18MΩ·cm、氧元素體 積分數小于107 的純水;試驗溫度為(315±2)℃、 試驗壓力為15.5MPa;參考 GB/T15970.7—2017, 選擇5×10-7s-1 的應變速率進行拉伸試驗[10],直 至試樣斷裂。取3組試樣進行測試,根據 GB/T 15970.7—2017,以式(1)計算材料的應力腐蝕開裂 敏感性系數n,n 的實際計算數值小于1或者與1 相差越大,則代表材料在高溫氮氣和高溫、高壓水中 的斷后伸長率差異越大,對應包殼的慢應變速率拉 伸試驗敏感性越大。
式中:A0 為試樣在高溫氮氣中慢應變速率拉伸試驗 后的斷后伸長率;A 為試樣在高溫、高壓水中慢應 變速率拉伸試驗后的斷后伸長率。
2 試驗結果與分析
2.1 慢應變速率拉伸試驗敏感性測試結果
圖3為包殼應力腐蝕后的應力-應變曲線,這 兩種介質中的應力-應變曲線為典型不銹鋼材料的 拉伸應力-應變曲線,具有明顯的彈性變形區和塑 性變形區,并且沒有明顯的屈服階段,試樣在產生 塑性變形和頸縮后發生斷裂。表2為包殼在高溫 氮氣和高溫、高壓水中的3組試樣的慢應變速率 拉伸試驗結果。從表2可以得出:包殼在高溫、高 壓水中的屈服強度和抗拉強度比在高溫氮氣中 大,斷后伸長率基本一致;包殼的n值接近1,證明 其敏感性不高。
2.2 斷口分析
2.2.1 宏觀觀察
圖4為包殼在高溫氮氣和高溫、高壓水中的 慢應變速率拉伸試驗后試樣的宏觀形貌,由圖4 可知:在高溫氮氣和高溫、高壓水中試驗后的試樣 斷口均與主應力方向近似呈45°,呈明顯的剪切斷 裂特征。在高溫氮氣中試驗后的試樣表面仍具有 一定的金屬光澤,在高溫、高壓水中試驗后的試樣 表面呈暗黑狀態,在高溫、高壓水中發生了一定程 度的氧化反應。
2.2.2 掃描電子顯微鏡(SEM)分析
對試驗后的試樣進行SEM 分析,分析位置如 圖5所示,在兩種試樣上選取的典型位置分別為:左 側外表面 、左側內表面、中間外表面、中間內表面。
在高溫氮氣中試驗后的試樣斷口SEM 形貌如圖6 所示,在高溫、高壓水中試驗后的試樣斷口SEM 形 貌如圖7所示。
由圖6a),6b)可知,內表面和外表面均出現頸 縮變形區,主要呈波浪狀的剪切滑移特征,局部貫穿 到韌窩,沒有解理或沿晶等脆性斷裂特征,呈典型的 韌性斷裂特征。由圖6c),6d)可知,內表面和外表 面也主要呈波浪狀的剪切滑移特征,局部可觀察到 韌窩,沒有解理或沿晶等脆性斷裂特征。
由圖7a),7b)可知,外表面位置主要為波浪狀 剪切變形條紋,表面氧化現象嚴重,局部呈解理斷裂 特征,如圖7a)中的箭頭位置所示,內表面主要為波 浪狀的剪切滑移變形條紋,局部可見小韌窩。由圖7c),7d)可知,外表面主要為波浪狀剪切變形條紋, 表面氧化現象嚴重,局部呈解理斷裂特征,如圖7c) 中的箭頭位置所示,內表面也主要為波浪狀的剪切 滑移變形條紋,局部可見小韌窩。
對比高溫氮氣和高溫、高壓水中的試樣可知:在 兩種介質中,無論是內表面還是外表面,均主要呈韌 性斷裂特征,僅高溫、高壓水中試驗后的試樣外表面 局部區域出現解理斷裂特征,但該區域所占面積較 小。表明核電用304L不銹鋼包殼在純水環境中的 應力腐蝕開裂敏感性相對較低,這與根據斷后伸長 率計算的應力腐蝕開裂敏感性系數的結果一致。
3 結論
(1)核電用304L不銹鋼包殼的應力腐蝕敏感 性系數接近1,證明其應力腐蝕敏感性不高。
(2)慢應變速率拉伸試樣斷口主要呈韌性斷裂特 征,僅高溫、高壓水中的試樣外表面局部區域出現小的 解理斷裂特征。核電用304L不銹鋼包殼在高溫、高壓 純水環境中的應力腐蝕開裂敏感性相對較低。
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浙公網安備 33042402000106號
