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1、第28卷第2期核科学与工程Vol.28No.22008年6月ChineseJournalofNuclearScienceandEngineeringJun.2008国产快堆材料与高温钠的相容性研究概况许咏丽(中国原子能科学研究院,北京102413)摘要:概述了作为钠冷快堆结构材料和包壳材料的国产奥氏体不锈钢以及作为蒸汽发生器管材的铁素体低合金钢与高温钠相容性研究的主要结果和现状。关键词:奥氏体不锈钢;铁素体低合金钢;高温钠;相容性中图分类号:TL43文献标识码:A文章编号:025820918(20
2、08)0220125204StudyonthecompatibilityofdomesticfastreactormaterialswithhightemperaturesodiumXUYong2li(ChinaInstituteofAtomicEngergy,Beijing102413,China)Abstract:Mainresultsandsituationofthecompatibilityinvestigationforaustenicstain2lesssteelsandferriti
3、clowalloysteelswithhightemperaturesodiumaresummarizedinthispaper.Thesesteelsarehomemadeandcouldbeusedasthestructuralmaterialcladdingmaterialandsteamgeneratormaterialofsodiumcoolfastreactor.Keywords:austenicstainlesssteel;ferriticlowalloysteel;hightemp
4、eraturesodium;compatibility早在20世纪70年代初以及国家“863”计试验方法,为中国实验快堆(CEFR)设计与建划实施期间,中国原子能科学研究院已对作为造中的材料与高温钠相容性的验证试验打下了钠冷快堆结构材料的304、316、良好的技术基础。本文仅对这些国产材料与高Cr13Ni17Mo3W系奥氏体不锈钢、作为包壳材温钠相容性研究的主要结果和现状作一概述。料的3162Ti不锈钢、以及作为蒸汽发生器的铁1主要研究结果素体低合金钢等分别进行了动态钠、静态钠和在拉伸应力作用下与
5、高温钠的相容性试验研111国产奥氏体不锈钢与高温钠的相容性究,获得了国产材料与高温钠相容性特征的主11111304、316奥氏体不锈钢要数据,了解并初步掌握了材料在高温钠中的根据国外的研究和使用经验,304、316奥收稿日期:2008201210;修回日期:2008202225作者简介:许咏丽(1941—),女,福建厦门人,研究员,从事快堆材料研究125氏体不锈钢是最常用的钠冷快堆结构材料,为表2热对流钠回路试验参数此,对国内研制的304、316不锈钢以及其他型Table2Thermalconve
6、ctionsodiumlooptestparameters号的奥氏体不锈钢进行了高温动态钠的腐蚀试[1]温度/钠中氧含量/钠流速/试验时间/验,试验参数如表1所列。℃(μg/g)(cm/s)h表1高温动态钠腐蚀试验参数65010～205～610000Table1Hightemperaturedynamicsodiumcorrosiontestparameters在本试验条件下,从包壳管的试验结果可温度/钠中氧含量/钠流速/试验时间/得出以下几点结论:℃(μg/g)(m/s)h1)腐蚀后的3162T
7、i奥氏体不锈钢包壳管60030～509～102400略有增重,随着试验时间的增长重量增加,但约在4000h后,平均腐蚀速率不再变化,腐蚀达在本试验条件下,试验后试样的分析结到稳态。增重的原因可能是表面形成了[1]果显示:Fe2Cr2O复合氧化膜,在钠流速很低的条件下,1)奥氏体不锈钢表现为失重,2000h的Fe2Cr2O复合氧化膜不易被冲刷脱落。平均腐蚀速率约为01014mm/a;2)包壳管表面出现渗碳,致使表面显微硬2)表面的微观形貌均没有显示出明显的度增大,这与钠中的碳含量较高有关。腐蚀迹象,
8、也未出现晶间腐蚀;3)在长期的高温热效应下,包壳管的晶界3)表面合金元素的SEM线扫描分析表明三角区形成了σ相,在2000h内聚合长大,其在距表面约5～8μm处,Cr,Ni含量略有下后组织的尺寸和数量保持稳定直至10000h试降,这是Cr,Ni在高温钠中的选择性溶解验终了。所致;4)包壳管表面形成碳化物析出的铁素体4)离子谱分析显示,表面有约10μm深的层,其厚度约为30μm,而碳扩散、析出的晶界渗碳层,可能与钠中的碳含量较高有关。此处铁素体组织深度达150～200μm,这些铁素体
