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超临界水冷堆(SCWR)是第四代反应堆六种概念堆型中唯一的水冷堆,具有经济性、延续性及可持续性等诸多优势,是适合于大规模发电的主力堆型。SCWR堆芯出口温度高达500~650℃,对金属材料的腐蚀极其严重,现有用于压水堆核电站的燃料包壳材料可能不再适用。人们对应用于超临界火电站和压水堆燃料组件等高温环境材料进行了初步的筛选与评估,提出了一系列超临界水冷堆候选材料,包括铁素体/马氏体(F/M)钢、奥氏体不锈钢、镍基合金以及氧化物弥散强化钢(ODS)。研究这些候选材料在超临界水中的腐蚀行为对人们寻找合适的堆内构件和燃料包壳材料具有至关重要的意义。本文对P92、304NG、AL-6XN、C276和MA956等候选材料在温度为550、600、650℃,压力为25MPa的超临界水中进行了静态和动态的腐蚀实验,实验时间各为1000小时。采用光学显微镜、扫描电镜(SEM)、X射线能谱仪(EDS)和X射线衍射仪(XRD)分析每种候选材料氧化膜的表面形貌、微观结构和元素成分分布。实验表明,Cr含量较低的铁素体/马氏体钢P92具有较高的腐蚀速率, Cr、Ni含量较高的奥氏体不锈钢AL-6XN和304NG具有较低的腐蚀速率,Cr、Ni、Mo含量较高的镍基合金C276具有更低的腐蚀速率,而含较高Cr、Al元素的氧化物弥散强化钢MA956则具有极低的腐蚀速率。F/M钢和奥氏体不锈钢表面氧化膜一般为两层结构,外层为富Fe的磁晶石结构,内层为富Cr的尖晶石结构。P92钢表面氧化膜在600℃时产生了开裂,304NG不锈钢表面出现了疖状腐蚀,AL-6XN表面形成磁晶石结构的腐蚀产物颗粒,而C276和MA956则形成了极薄且稳定的氧化膜,但表面存在点蚀和脱落现象。实验表明,静态腐蚀中温度对材料的腐蚀增重影响很大,所有的候选材料在600℃时的腐蚀增重最为严重;在动态水腐蚀中,温度只对304NG不锈钢的腐蚀增重影响显著,而对其他材料影响不大。在相同的温度下,材料在动态水中的腐蚀增重比在静态水中的增重大,表明流动水能够加速材料的腐蚀。总之,在材料表面形成一种致密、完整、稳定的保护性氧化膜对于材料抵抗超临界水的腐蚀极其关键。Cr、Al元素是材料形成稳定性氧化膜的关键性元素,但在超临界环境下易形成挥发性的腐蚀产物,导致氧化膜部分丧失保护作用而使腐蚀速度加快。根据目前的实验筛选结果,MA956、C276、AL-6XN三种候选材料在超临界环境下的耐蚀性能较为优异,有可能作为堆内构件和包壳材料而在超临界水冷堆中得到应用。