论文部分内容阅读
铅基反应堆是第四代先进核能系统、加速器驱动次临界核能系统(ADS)及聚变堆的主要候选堆型之一,其冷却剂是铅或铅合金.第四代核能系统国际论坛(GIF) 2014年发布的路线图显示,铅基反应堆有望成为最先获得工业示范的第四代堆型.在中科院战略性先导科技专项支持下,针对中国铅基反应堆CLEAR (China LEAd-based Reactor),中科院核能安全技术研究所·FDS团队开展全面设计与研发工作,计划通过三期实施,实现从研究实验堆CLEAR-Ⅰ到工程演示堆CLEAR-Ⅱ,并最终发展到商用原型堆CLEAR-Ⅲ.由于铅铋共晶合金(LBE)具有良好的中子学、热工水力和安全特性,被选为CLEAR-Ⅰ的冷却剂,而马氏体钢T91和奥氏体钢316L分别被选为CLEAR-Ⅰ的换热器和主容器等关键部件的候选结构材料.因T91和316L钢在CLEAR-Ⅰ中会受到应力和腐蚀介质(LBE)的协同作用(即应力腐蚀),可能会发生液态金属脆化效应(LME).目前国内外对于T91和316L钢在LBE中的应力腐蚀行为研究已经取得一定的进展,但是相关影响因素对应力腐蚀行为的影响规律尚不十分清楚,还需进一步实验探索.本文采用自主研制的液态重金属环境下慢应变速率拉伸应力腐蚀装置,研究了温度、氧浓度和表面应力集中等因素对T91和316L钢在LBE中应力腐蚀行为的影响.实验结果表明,在200～450℃的氧饱和LBE中,T91和316L钢均未表现出明显的LME现象,一方面是由于结构材料在LBE中生成的表面氧化膜降低了固-液间的润湿性,另一方面是由于于氧化膜裂纹的愈合速率大于其扩展速率；随着温度的上升,T91钢延伸率呈现韧性低谷(即先下降而后上升),而316L钢的延伸率几乎不变.在氧浓度10-6wt％或10-8wt％,温度为350℃的LBE中预浸润后,T91钢均表现出脆化现象,且预浸润氧浓度越低,脆化程度越高；但是316L钢均没有表现明显的韧性降低；当表面存在应力集中时,T91钢在预浸润后才能表现出LME现象,这表明无论表面是否存在应力集中,预浸润均是T91钢在LBE中发生LME现象的前提；而在预浸润后,表面应力集中会加剧T91钢的脆化.研究结果评估了T91和316L钢在LBE中的脆化敏感性,获得了其应力腐蚀行为与LBE温度、氧浓度及表面应力集中等因素的关联规律.相关实验结果可为CLEAR-Ⅰ堆工程设计及材料验证提供数据支持和参考.