Page 41 - 理化检验-物理分册2023年第六期
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DOI : 10.11973 / lh jy -wl202306007

                 核电用          304L       不锈钢包壳的慢应变速率拉伸试验







                                             钟多军, 何 君, 陈 耀, 李 莎

                                          ( 中核建中核燃料元件有限公司, 宜宾 644000 )
                    摘 要: 对核电用304L不锈钢包壳进行慢应变速率拉伸试验, 用扫描电子显微镜对试样的断口
                 进行观察。结果表明: 核电用304L不锈钢包壳的应力腐蚀开裂敏感性系数接近1 , 在高温氮气和
                 高温、 高压水中测试后, 试样断口的宏观形貌基本一致, 呈韧性断裂特征; 核电用304L 不锈钢包壳
                 在高温、 高压水中的应力腐蚀敏感性较低。

                    关键词: 核电; 慢应变速率拉伸试验; 304L不锈钢; 包壳; 应力腐蚀

                    中图分类号: TB31 ; TG115.5   文献标志码: A   文章编号: 1001-4012 ( 2023 ) 06-0025-04

                  Slowstrainratetensiletestof304Lstainlesssteelcladdin g fornuclear p ower

                                           ZHONGDuo j un , HEJun , CHENYao , LISha

                                   ( CNNCJianzhon gNuclearFuelCo. , Ltd. , Yibin644000 , China )


                     Abstract : Theslowstrainratetensiletestof304Lstainlesssteelcladdin g fornuclear p owerwascarriedout ,

                andthefractureofthesam p lewasobservedb yscannin gelectronmicrosco p e.Theresultsshowthatthestress

                corrosioncrackin g sensitivit y coefficientof304Lstainlesssteelcladdin g fornuclear p owerwascloseto1 , andthe

                 macrosco p icmor p holo gyofthefractureaftertestin ginhi g htem p eraturenitro g en , hi g htem p eratureandhi g h

                p ressurewaterwasbasicall y thesame , showin gductilefracturecharacteristics.Thestresscorrosionsensitivit yof

                304Lstainlesssteelcladdin g fornuclear p owerwaslowinhi g htem p eratureandhi g hp ressurewater.


                     Ke y words : nuclear p ower ; slowstrainratetensiletest ; 304Lstainlesssteel ; claddin g ; stresscorrosion
              不锈钢具有良好的力学性能和耐腐蚀性能                       [ 1 ] ,  试, 笔者采用慢应变速率拉伸试验对其进行应力腐
            被广泛应用于核工业          [ 2 ] 、 海洋工业 [ 3 ] 、 石油工业  [ 4 ] 等  蚀性能研究 [ 9 ] 。
            领域中。不锈钢在核反应堆的高温、 高压、 高辐射等
            环境下, 会出现应力腐蚀开裂等问题, 导致核电事                          1 试验材料与方法
            故。据统计, 材料应力腐蚀开裂导致的核电设备和                           1.1 试验材料
            结构发生失效占整个核电设备失效比例的 50% 。                               试验材料为 304L 不锈钢, 其铸锭 由 真 空 感
            对于核电用不锈钢材料的应力腐蚀性能, 有关学者                            应+真空自耗双联工艺熔炼而成, 包壳的化学成分
            从材料、 力学等方面对其进行了大量研究                   [ 5-8 ] , 但研  分析结果如表1所示。包壳的制作工艺为: 棒材穿
            究对象均为核电大型结构件。核燃料相关组件( 控                            孔→多道次冷轧→退火处理→成品冷拉拔→外表面
            制棒组件、 一次中子源组件、 二次中子源组件、 可燃                         抛光→内、 外表面酸洗处理等, 为获得所需的力学性
            毒物组件) 通常选用小直径薄壁不锈钢管为包壳材                            能, 在最终固溶退火后, 采用冷拉拔工艺使管材的横
            料, 对小直径薄壁不锈钢管应力腐蚀性能测试的相                            截面积减少约 10% 。成品包壳的尺寸( 外径 × 内
            关研究较少。为了解相关组件的不锈钢包壳在堆芯                             径) 为9.70mm×8.75mm 。图 1 为成品包壳的横


            中的耐腐蚀性能, 有必要对其应力腐蚀性能进行测                            截面显微组织形貌, 由图1可知, 其为典型的奥氏体
                                                               组织, 晶粒尺寸( 直径) 约为40~50 μ m , 并含有大量

                                                               的退火孪晶, 局部有变形滑移带, 包壳的内表面、 外
                收稿日期: 2022-09-14
                作者简介: 钟多军( 1983- ), 硕士, 高级工程师, 主要从事核燃料         表面、 中间区域的显微组织基本一致, 不存在冷拉拔
                                                               工艺选择不当造成的内、 外表面组织不均匀现象。
            元件制造及其工艺技术研究工作, limu1983@126.com
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