徐为民,詹 静,张微啸,李成涛,方可伟
(1. 中广核工程有限公司,深圳 518124; 2. 苏州热工研究院 电站寿命管理技术中心,苏州 215004)
核电设备材料防护
TP439不锈钢在高温高压水中的应力腐蚀开裂行为
徐为民1,詹 静1,张微啸1,李成涛2,方可伟2
(1. 中广核工程有限公司,深圳 518124; 2. 苏州热工研究院 电站寿命管理技术中心,苏州 215004)
采用扫描电镜、动电位极化曲线和慢应变速率试验研究了TP439不锈钢的组织形貌及其在高温高压水中的应力腐蚀开裂行为。结果表明:TP439不锈钢的微观组织为典型的铁素体等轴晶粒,晶内分布有一定数量的细小碳化物;3.5%(质量分数)NaCl溶液中,其腐蚀电位为-0.25 V(SCE,下同),点蚀电位约为0.18 V;三种温度条件下铁素体不锈钢的慢应变拉伸曲线相似,断口形貌主要为韧性断口;温度对铁素体不锈钢在高温高压水中应力腐蚀行为无明显影响,TP439不锈钢在此环境中的应力腐蚀敏感性较低。
铁素体不锈钢;高温高压水;应力腐蚀开裂;断口形貌
长期以来针对奥氏体不锈钢的研究一直占据主导地位,而对铁素体不锈钢的研究却起步较晚。与奥氏体不锈钢相比,铁素体不锈钢具有成本低、导热系数高、线膨胀系数小等优点[1]。国外核电机组中高压加热器已普遍采用TP439铁素体不锈钢,并且取得良好的运行业绩。高压加热器是汽轮发电机组中重要的辅机设备,性能和运行可靠性将直接影响发电机组整体运行的经济性和安全性[2]。各种停运数据统计结果表明,换热器管泄漏在换热器故障停运中所占比重最大,而换热管应力腐蚀是造成管系泄漏最主要的原因。目前,有关铁素体不锈钢的组织及成形性能的研究较多,而对其力学行为等方面的研究则较少[3-4]。目前大多采用U型弯或恒载荷试验方法研究铁素体不锈钢的SCC存在试验周期长,且难以定量评定SCC敏感性的缺点[5-6]。因此,目前关于铁素体不锈钢SCC敏感性的研究报道较少。为了进一步提高加热器的使用寿命及可靠性,同时在镍供应相对紧张及镍价高涨情况下,研究铁素体不锈钢的腐蚀性能具有一定的现实意义。
本工作采用动电位极化研究TP439铁素体不锈钢在氯化钠溶液中的阳极极化行为和点蚀敏感性,采用慢应变速率试验(SSRT)研究其在高温高压水环境中的应力腐蚀行为,探讨温度对其应力腐蚀行为的影响规律。
试验材料选用TP439铁素体不锈钢成品管,化学成分(质量分数/%)wC0.014 3,wMn0.262,wP0.025 2,wS0.001 48,wSi0.179,wNi0.247,wCr17.84,wAl0.028 9,wN0.020 0,wTi0.278,wMo0.014 8,wCu0.079 4,余量为Fe。
采用线切割方法截取10 mm的TP439不锈钢管段,对切割面进行打磨抛光处理后,采用王水+丙三醇溶液进行侵蚀,清洗干燥后用Axiovert 200 MAT金相显微镜观察试样的微观组织。
截取10 mm的TP439不锈钢管,沿直径方向剖开,取其一作为工作电极。背面点焊引出铜导线,露出1 cm×1 cm工作面,其余面用环氧树脂包封。用SiC水砂纸逐级打磨工作面至2 000号,丙酮除油,去离子水清洗后吹干待用。动电位极化曲线由Solartron SI1287型电化学工作站测量完成。采用三电极体系,TP439不锈钢管试样为工作电极,铂片为辅助电极,饱和甘汞电极(SCE)为参比电极,文中所有电位均是相对于SCE。试验溶液为3.5%(质量分数,下同)NaCl溶液,温度为25℃。将工作电极在溶液中静置至自腐蚀电位稳定后,以1 mV/s的扫描速率进行动电位极化,电位扫描区间为-0.4~0.2 V。
SSRT试样为片状拉伸试样,标距部分长11.38 mm。拉伸试样侧面用水砂纸打磨至2 000号,用丙酮清洗干净,再用超纯水冲洗后吹干待用。试验溶液为除氧纯水,试验温度为150,200,250 ℃,试验设备为美国CORTEST高温高压慢应变速率拉伸试验机,试验采用1×10-6s-1应变速率。试样拉断后,将样品从高压釜中取出,利用扫描电镜观察试样表面和断口形貌。
2.1显微组织
由图1可见,TP439不锈钢试样的微观组织为典型的铁素体等轴晶粒,晶界和晶粒内部分布有一定量的组织析出物。析出物主要有氧化物、氮化物和碳化物。Ti为强碳、氮化物形成元素,这些元素与钢中的C,N和O等发生作用,形成一系列析出相,会对钢的耐腐蚀性能和力学性能产生一定的影响[7-9]。
2.2动电位极化
由图2可见,TP439铁素体不锈钢在试验溶液中的自腐蚀电位约为-0.25 V,点蚀电位为0.18 V。腐蚀电流密度较小约为10-6A/cm2。TP439铁素体不锈钢在3.5% NaCl溶液中表现出自钝化的腐蚀电化学行为,文献[10-11]中的动电位极化曲线研究结果也表现出相同的特征。
2.3慢应变速率试验
断面收缩率和最大抗拉强度是反应材料力学性能变化较为灵敏的指标,常用于评价材料的应力腐蚀敏感性。由图3可见,试样在不同温度条件下的应力-应变曲线具有相似的最大抗拉强度和最大应变值。这表明,温度对TP439不锈钢在高纯水环境中的应力腐蚀性能基本无影响。由曲线形状来看,试样的抗拉强度无明显快速降低,表明TP439不锈钢在试验条件下具有较低的应力腐蚀敏感性,这与已有报道铁素体不锈钢抗氯化物应力腐蚀开裂性能良好相吻合[12-15]。
2.4表面形貌和能谱分析
由图4和图5可见,三种温度下的拉伸试样表面形貌基本相似,都表现出一定的流变特征,但150 ℃样品表面还保留一些原始形貌,而200 ℃和250 ℃样品原始表面形貌基本不可见,显现出更多的滑移台阶形貌。这说明不同温度条件下,铁素体不锈钢样品表现出不同的表面变形能力,随着温度的升高,样品表面的变形滑移系更容易开动,从而发生塑性变形。
2.5断口形貌
由图6可见,断裂位置在样品的中心部位,中心区韧窝较多,这表明试样在连续的拉伸过程中发生了强烈的塑性变形[14-15]。由断口特征可以看到试样断口由纤维区和剪切唇区组成,为明显的颈缩韧性断口。表面覆盖有腐蚀产物,这是由于样品在拉伸过程中伴随着高温氧化,从而在表面生成氧化产物。三种温度条件下所形成断口中心的纤维区域都聚集大量的韧窝,在韧窝底部形成孔洞,多为等轴韧窝形貌。
200 ℃形成断口的最终断裂区域特征与150 ℃和250 ℃下形成的断口有轻微差异,200 ℃样品有部分沿晶断裂的脆性特征,而另外两种温度样品仍然为拉长的韧窝塑性断裂特征。这与拉伸曲线存在一定的对应关系,200 ℃样品的抗拉强度最大,但在最后断裂时,拉伸强度降低速率较快。
(1) TP439不锈钢组织为典型的铁素体等轴晶,晶内和晶界都分布一定数量的细小碳化物。
(2) TP439不锈钢在3.5% NaCl溶液中的腐蚀电流密度随电位增加而逐渐增大,在0.18 V附近电流密度急剧增大,达到点蚀击穿电位。
(3) TP439不锈钢在150 ℃、200 ℃、250 ℃的高温高压下的应力应变曲线基本相同,抗拉强度随温度的升高基本无变化。不同温度条件下的拉伸断口主要为韧性断口,微观形貌为不均匀的韧窝聚集,TP439不锈钢在高温高压水中应力腐蚀敏感性较低。
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SCC Behavior of TP439 Stainless Steel in High Temperature and High Pressure Water
XU Wei-min1, ZHAN Jing1, ZHANG Wei-xiao1, LI Cheng-tao2, FANG Ke-wei2
(1. China Nuclear Power Engineering Co., Ltd., Shenzhen 518124, China;2. Plant Life Management Research Center, Suzhou Nuclear Power Research Institute, Suzhou 215004, China)
The microstructure and stress corrosion cracking (SCC) behavior of TP439 ferrite stainless steel in high temperature and high pressure water were studied by scanning electron microscopy, potentiodynamic polarization curve, energy dispersive spectra and slow strain rate test (SSRT). The results showed that the microstructure of TP439 ferrite stainless steel presented ferritic grains and the particles of fine carbide were distributed; the potential of TP439 stainless steel in 3.5% NaCl was -0.25 V (SCE), and the pitting potential was 0.18 V(SCE). The stress vs strain curves of TP439 stainless steel at different temperatures were similar and their fracture morphology was ductile fracture. Temperature had no obvious effect on SCC and the TP439 stainless steel had the low susceptibility to SCC in high temperature and high pressure water.
ferritic stainless steel; high temperature and high pressure water; stress corrosion cracking; fracture morphology
10.11973/fsyfh-201609007
2016-08-02
国家自然科学基金(U1260201)。
李成涛(1980-),高级工程师,博士,从事核电金属材料高温高压水应力腐蚀行为研究,13814818289,lichengtao@cgnpc.com.cn
TG172
A
1005-748X(2016)09-0723-04