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超临界水冷堆(SCWR)是第四代核能系统国际论坛(GIF)确定的6种最具开发前景堆型中的一种轻水堆,具有机组热效率高、系统简化、技术基础好等优点,在6种候选堆中极具竞争力。超临界水冷堆运行温度、压力大于水的临界点(374 ℃,22.1MPa),服役环境与现有轻水堆有巨大差异,对材料要求苛刻,材料研发是SCWR三大核心技术之一,材料是SCWR的基础和先导,事关超临界水冷堆工程化的成败。因此,系统的研究候选包壳材料在超临界温度条件下的主要应用性能十分必要,完成对候选包壳材料适用性的评价,可为SCWR发展奠定坚实的技术基础。310S高级奥氏体不锈钢具有较好的高温强度、耐蚀性和综合性能,在核工业领域中有较好的应用,也是SCWR的主要候选包壳材料之一。本文以中国核动力研究设计院设计的CSR1000超临界水冷堆为背景,系统开展了超临界水冷堆用310S不锈钢的力学性能、均匀腐蚀性能、应力腐蚀性能研究,建立了力学损伤规律,分析了均匀腐蚀和应力腐蚀机理。对310S不锈钢在模拟工况温度环境条件下服役的适用性进行了评价,为SCWR的设计提供了关键材料数据支撑。310S不锈钢的力学性能研究结果表明,310S不锈钢具有较好的拉伸强度和延伸率(室温、350℃、550℃、650℃)。室温下,具有较高的冲击韧性,550℃×2000h时效后室温冲击韧性有小幅降低,呈现轻微脆化现象。随着温度的提高(不高于700℃时),蠕变速率维持在较低水平,蠕变性能较佳。材料具有较好的抗低周和抗高周疲劳性能,未观察到萌生于基体内的裂纹源或微裂纹源,疲劳条带宽度在1μm-3μm左右的量级。310S不锈钢在高温高压纯水中不同试验条件下(温度、压力、时间)的均匀腐蚀性能研究结果表明,在 290℃/15MPa、380℃/25MPa、550℃/25MPa、650℃/25MPa 四种水环境中,550℃/25MPa和650℃/25MPa超临界水中的腐蚀速率相当,均大于在亚临界水中、拟临界水中的腐蚀速率,经3000h试验后腐蚀量接近22mg/dm2,按全寿期(54个月,38880h)计算,腐蚀深度最高约为13μm,可满足燃料包壳设计的允许腐蚀量(60μm)。利用SEM微观分析可以发现,310S在高温高压去离子纯水中腐蚀后,表面膜有不同深度的点坑,随着温度升高,点坑数量和大小均降低,与外层氧化膜成分及厚度有关。结合XPS分析表明310S不锈钢的腐蚀过程主要为氧化,表面氧化膜为双层结构,内层膜为Cr2O3和FeCr2O4等相,厚度约为1μm左右,外层氧化膜基本为单相Fe3O4。310S不锈钢在29℃～650℃去离子水中的应力腐蚀性能研究结果表明,在亚临界、拟临界及超临界工况中4种温度条件下经过2000h的恒变形试验后,310S试样均未出现应力腐蚀开裂现象;在550℃、650℃超临界水中的慢应变速率拉伸试验后,可以看出,650℃的试验后,310S试样呈现出一定的应力腐蚀开裂敏感性,试样表面出现较多的裂纹,材料断口由韧窝变为脆性特征,这与650℃均匀腐蚀试验后310S具有硬化倾向的研究结果相互吻合。通过腐蚀机理分析可知,310S不锈钢在超临界水中的应力腐蚀符合膜破裂—溶解模型:金属沿择优腐蚀通道(晶界或滑移面)发生电化学溶解,导致裂纹扩展。本项研究取得的数据和结果为超临界水冷堆的材料研发方案提供依据和指导,对SCWR的研发和工程应用具有重要意义。