氧化鋯被覆層在高溫高流速環境下的耐久度測試及其對304不鏽鋼之防蝕效益評估

Durability Study on Zirconium Oxide Coatings Hydrothermally Deposited on Type 304 Stainless Steels in High Temperature Water

陳鍇睿(Kai-Jui Chen)

指導教授 ： 葉宗洸

國立清華大學/原子科學院/工程與系統科學系/碩士(2013年)

摘要

摘要

沿晶應力腐蝕龜裂(Intergranular Stress Corrosion Cracking, IGSCC)是沸水式反應器中常見的材料老化劣化問題之一。根據文獻資料與實務經驗，若將不鏽鋼管件之電化學腐蝕電位(Electrochemical Corrosion Potential, ECP)控制在低於 -230 mVSHE，則能有效抑制沿晶應力腐蝕龜裂的發生。目前抑制IGSCC的技術只要以加氫水化學(Hydrogen Water Chemistry, HWC)搭配催化性被覆的貴重金屬添加(Noble Metal Chemical Addition, NMCA)為主，尚有以氧化鈦、氧化鋯等抑制性被覆技術(Inhibitive Protective Coating, IPC)。
本研究以氧化鋯為研究對象。首先我們先用熱水沉積法被覆二氧化鋯在304不鏽鋼試片的表面，來評估此被覆二氧化鋯層在模擬沸水式反應器環境的防蝕效益。接著，為了要了解此熱水沉積法被覆之二氧化鋯層在模擬沸水式反應器裡的耐久度，我們在不同水化學環境、流速150cc/min的高溫環境下進行四個禮拜的耐久度測試。最後，同時為了瞭解此被覆層在不同環境流速下的防蝕效益，我們也以低中高三種不同環境流速來測試此被覆試片的腐蝕行為。
根據實驗結果顯示，此二氧化鋯被覆層在高溫、不同水化學條件、最高流速150cc/min的環境底下長達28天後，其腐蝕電流和腐蝕電位並無明顯改變，且仍然維持其優異的保護性質，降低試片的腐蝕電流和腐蝕電位。

關鍵字

Stress Corrosion Cracking ； BWR ； Zirconium Dioxide ； Durability ； 304ss

參考文獻

1. Ford, P., Stress Corrosion Cracking of Low Alloy Steels Under BWR Conditions; Assessment of CHR Algorithms, in International Symposium on Environment Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors1999.

2. Barberis, P., T. Merle-Mejean, and P. Quintard, On Raman Spectroscopy of Zirconium Oxide Films. Journal of Nuclear Materials, 1997. 246: p. 232-243.

3. Andresen, P., Emerging Issues and Fundamental Processes in Environmental Cracking in Hot Water, in National Association of Corrosion Engineers2007, NACE International: Nashville, Tennessee.

4. Sugama, J., S. Uchida, and N. Yamashiro, Effects of Hydrogen Peroxide on Corrosion of Stainless Steel, (II) Evaluation of Oxide Film Properties by Complex Impedance Measurement. Journal of Nuclear Science and Technology, 2004. 41: p. 880-889.

5. Jayaweera, P., S. Hettiarachchi, and H. Ocken, Determination of High Temperature Zeta Potential and pH of Zero Charge of Some Transition Metal Oxides. Colloids and Surface A: Physicochemical and Engineering Aspects, 1994. 85: p. 19-27.