高耐蚀含铝奥氏体不锈钢在超临界水中腐蚀行为研究
来源：核动力工程杂志2024年第6期北京时间：
作者：高阳, 郭相龙, 姜钰凡, 伍建文, 唐睿, 黄彦平, 张乐福
单位：1.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；2.上海交通大学核科学与工程学院，上海，200240；
摘要：为解决传统不锈钢在超临界水冷堆（SCWR）堆芯高温高压、强腐蚀性服役环境中不适用的问题，针对性地设计制备了新型含铝奥氏体不锈钢（AFAs），采用高压釜浸泡试验研究了其在600℃/25 MPa超临界水中的腐蚀行为。利用多种先进微观分析技术研究了AFAs在超临界水中腐蚀后试样表面氧化膜形貌、成分及结构特征，用以探究合金在超临界水中的耐腐蚀机制及氧化铝成膜行为。研究结果表明：AFAs在600℃超临界水中能形成连续的氧化铝膜从而具备优异的耐腐蚀性能，1000 h腐蚀增重量低于10 mg/dm<sup>2</sup>，优于文献报道的在相同条件下腐蚀的C276合金和310-ODS合金。该氧化铝膜与合金基体结合紧密无明显分界，能有效阻碍超临界水中氧化介质与合金基体的直接接触，抑制合金中Fe的外扩散，为合金提供优异的保护性。然而，AFAs中的Laves相会影响局部氧化铝膜的均匀性，导致外层MnCr<sub>2</sub>O<sub>4</sub>颗粒的形成。因此，AFAs需要在维持氧化铝连续成膜的同时严格控制Laves相含量，从而满足SCWR的应用需求。本文研究结果可为SCWR用含铝奥氏体不锈钢研发设计提供数据及理论支撑。
关键词：超临界水冷堆（SCWR）, 含铝奥氏体不锈钢（AFAs）, 均匀腐蚀, 氧化铝膜, Laves相
基金资助：国家重点研发计划项目（2018YFE0116200）
