304不銹鋼與82合金異材焊件在模擬沸水式反應器環境中應力腐蝕行為研究

Stress Corrosion Cracking of 304 SS-Alloy 82 Dissimilar Metal Welds in Simulated BWR Environments

蔡承學

指導教授 ： 葉宗洸

國立清華大學/原子科學院/核子工程與科學研究所/碩士(2013年)

摘要

近年許多商轉中的輕水式反應器(Light Water Reactor, LWR)，在結構組件上常出現異材金屬銲接之應力腐蝕龜裂(Stress Corrosion Crack, SCC)。國內核電廠結構組件常使用的沃斯田不銹鋼304與82合金銲件，亦可能遭遇此問題，因此值得深入研究探討。本實驗在模擬沸水式反應器環境中藉由304不鏽鋼和82合金異材銲接試樣研究應力腐蝕龜裂，並探討試樣在不同的前處理條件後置於高溫溶氫或溶氧環境下材料對於應力腐蝕的敏感性。經由慢速率伸實驗與SEM微結構觀察可得知，在高溫溶氧環境下經固溶處理後的試樣有最佳抗應力腐蝕的能力，敏化後施行氧化鋯抑制性被覆處理相較於敏化處理也能有效的增加抗應力腐蝕能力。飼水注氫雖然改善了水化學環境但仍無法完全抑制住應力腐蝕的發生，而其中經固溶處理後的試樣有最佳抗應力腐蝕的能力；敏化後施行氧化鋯抑制性被覆處理的試樣與敏化處理的試樣實驗結果差異不大。比較溶氧、溶氫環境下試樣腐蝕現象，敏化處理的試樣在溶氫環境下抗應力腐蝕能力增益最多。整體而言，溶氫環境確實可使樣品有較佳的抗應力腐蝕能力。

關鍵字

沸水式反應器 ； 應力腐蝕 ； 異材焊接 ； 慢應變速率拉伸實驗

參考文獻

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