核电站材料中力学—化学损伤的研究进展.doc

核电站材料中力学—化学损伤的研究进展 随着工业发展对能源需求的与日俱增，核电在总发电量中占的比例越来越高。核电系统中，由于高温高压、辐照等特殊工况条件，材料的力学和化学损伤失效对对核电站的长期安全运转带来极大威胁。 在高温高压水中工作的核电站关键材料的环境损伤的研究趋势和主要问题包括：材料在高温高压水中的腐蚀电化学动力学，特别是杂质离子对腐蚀微观过程的影响；表面膜和材料表层在微纳米尺度上的微观结构、物理性质、力学性质、化学性质和表面膜的再钝化行为，特别是离子在表面膜和材料表层的传输过程；微纳米尺度上材料初始加工表层、水化学参数对应力腐蚀裂纹孕育的影响，以及穿晶应力腐蚀开裂的机理；材料微观损伤研究结果与工程应用的结合等。 核电站的核心部分由反应堆及相关构件组成。目前商用核电站主要采用轻水核反应堆，约占核反应堆总数的85%，分为沸水堆和压水堆。此外还有重水堆，占8%。核电站材料工作在高温高压水中，所以核电站的安全性在很大程度上取决于核电材料在高温高压和辐照条件下长期服役的可靠性，压力容器、蒸汽发生器、主管道、主泵和阀门均承受一定服役应力，这些关键设备的材料可能存在应力腐蚀、腐蚀疲劳、缝隙腐蚀、、点蚀和磨蚀等环境致裂问题，对核电站的长期安全运行构成了潜在威胁。在辐照的影响还会导致材料性能不断退化。因此，材料的失效是材料与环境交互作用的结果。多年来对核电站材料失效的研究表明应力腐蚀开裂处于第一位，其次分别是流动加速腐蚀、疲劳、磨损和一般腐蚀。对核电关键材料的失效研究具有重要意义，对核电站的运行具有重要价值。 苛刻环境、复杂载荷、长期服役、部件难更换、长寿命与高可靠性是核电站部件的服役特点。要在微观的尺度和微小的变化行为上加强研究，才能弄清楚材料的损伤机理。 化学损伤 1、高温高压水腐蚀电化学 材料在核电站环境中的腐蚀损伤实质上是核电材料在高温高压水中的电化学行为。核电设备材料的腐蚀行为特殊。Macdonald等发展理论高温高压水中材料腐蚀电化学测试理论，先后研制了可用与高温高压环境的带pH值传感器的W/WO3 电极系统，可测量到0.5pH值单位。Huang等研制了一种可在480℃超临界水中工作的参比电极。美国麻省理工学院的研究组尝试了采用交流阻抗方法对材料在高温高压环境中的腐蚀过程进行直接检测研究。我国研制了高温高压环境中pH值在线电化学测试系统，能准确测定在550℃以内的任意温度的实验介质中的电位和pH值，精确达±0.01pH值单位。高温高压水中的电化学是核电站材料腐蚀相关失效行为的基础问题。304不锈钢和625镍基合金在模拟核电站一回路高温高压水中的电化学动力学与常温条件下不同，高温下由化学反应控制，而常温下则是由离子在液相中的迁移控制，同时，其电化学特征与材料自身的微观结构、表面膜的化学成分、膜的微观结构和电子结构及损伤存在一定关系。而690合金在模拟缝隙水化学条件下，无论在高温还是常温下读表现出钝化行为，此时都呈现出由离子在液相中的迁移控制。 辐照可使锆合金的腐蚀速率比未受辐照的锆合金提高数倍，在高中子通量的工况条件下可增加至10倍。辐照导致腐蚀行为的改变是由于锆合金的微观结构发生了变化。锆合金腐蚀生成的氧化膜为n型半导体，光电流越小意味着抗腐蚀性能越高。氧化膜吸H后产生新的杂质能级，导致除O空位以外半导体掺杂浓度提高。因此，用光电化学方法研究辐照后材料的腐蚀电化学行为是今年的热点。 晶界的优先氧化和晶界强度 离子原子等在金属中都会扩散，相对来讲，晶界在材料中是薄弱环节。腐蚀对材料的作用一是 表面上的材料的损失，二是在材料内部特别是沿晶界的扩散或氧化。在气相环境中，晶界优先氧化是大家所公认的，1965年Irving的研究结果已经表明了这一点。在水环境中，氧化过程可能是由阳离子或阴离子的扩散控制，Gibbs对此进行了比较好的描述。晶界氧化后，由于氧化物的尺寸往往大于金属自身尺寸，此时会在晶界氧化物周围产生较大的氧化物楔形力。Evans的分析表明，氧化后会在晶界上形成数百兆帕的拉应力。而Fe-Cr-Ni奥氏体钢的氧化往往伴随着脱合金化。近年来的模拟结果表明，Fe-Cr-Ni奥氏体钢是否产生脱合金与材料的成分存在确定性关系。 在核电高温高压水环境中，不锈钢和镍基合金等能否在晶界上优先氧化并产生沿晶应力腐蚀开裂是人们关注但并未解决的问题。 实际上，晶界自身的强度是影响沿晶裂纹何时产生的关键。Fujii和Fukuya研发了聚焦离子束中进行原位拉伸实验，结果表明，实效处理后在晶界上产生的少量P的偏聚就使晶界强度降低了50%。在模拟PWR核电站一回路高温高压水中实验1500和2700h后分别测量晶界强度，结果表明，腐蚀前的晶界在900MPa时不会被拉断，腐蚀1500h后晶界强度降低到273MPa，而2700h后则进一步降低到191MPa。这