超临界二氧化碳环境中600合金和304不锈钢的均匀腐蚀行为研究
来源：核动力工程杂志2023年第1期北京时间：
作者：刘珠, 龙家琛, 郭相龙, 苏豪展, 王鹏, 段振刚, 马赵丹丹, 张乐福
单位：1.上海交通大学机械与动力工程学院，上海，200240；2.中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，成都，610213；3.中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室，成都，610213；
摘要：为遴选可用于超临界二氧化碳核反应堆的结构材料，通过实验研究了应用于传统核反应堆中的两种合金（600合金和304不锈钢）在650℃、20 MPa的超临界二氧化碳环境中的均匀腐蚀行为，运用增重法评价了材料的腐蚀动力学规律，采用扫描电镜、能谱仪和Ｘ射线衍射仪分析了氧化膜形貌、结构和化学成分。结果表明，两种材料的腐蚀增重均服从抛物线生长规律，其中600合金的耐腐蚀性能优于304不锈钢；腐蚀500 h后，600合金表面氧化物厚度约为5 μm，主要成分为NiCr<sub>2</sub>O<sub>4</sub>，结构致密，具有保护性，其氧化膜及基体中均未发现明显渗碳行为；腐蚀500 h后，304不锈钢表面氧化膜可达约45 μm，为双层结构，外层为Fe<sub>3</sub>O<sub>4</sub>，内层为NiFeCrO<sub>4</sub>，结构疏松，发生显著渗碳现象。本研究揭示了上述材料在超临界二氧化碳中的腐蚀机理，为超临界二氧化碳核反应堆结构材料的选择提供了数据支持。
关键词：超临界二氧化碳, 600合金, 304不锈钢, 均匀腐蚀, 渗碳
基金资助：上海浦江人才计划项目（2020PJD022）
