2.25Cr-1Mo鋼在高溫鈉中的脫碳規律研究

付曉剛

摘 要 快堆蒸發器多使用2.25Cr-1Mo鋼作為傳熱管材料，但2.25Cr-1Mo鋼在高溫鈉中存在脫碳現象導致力學性能下降，而特殊的工況又決定了其不能進行破壞性檢驗，故研究其脫碳機理是掌握脫碳層深度變化及其對力學性能影響的有效手段。

關鍵詞 2.25Cr-1Mo鋼；脫碳；鈉

中圖分類號 TL1 文獻標識碼 A 文章編號 1674-6708（2016）172-0234-01

蒸汽發生器是鈉冷快堆的重要部件之一，其內部的傳熱管服役條件最為苛刻，需要在190℃～500℃的溫區內承受14MPa的工作壓力并將水及水蒸氣與液態鈉完全隔離在管壁兩側，以避免發生鈉水反應事故造成蒸汽發生器的損壞。世界各國已建造的快堆蒸發器多使用2.25Cr-1Mo鋼作為傳熱管材料，但2.25Cr-1Mo鋼在高溫鈉中存在脫碳現象導致力學性能下降，使得傳熱管破損風險增加[ 1 ]。因此，了解2.25Cr-1Mo鋼在高溫鈉中的脫碳程度及其對力學性能的影響是評價傳熱管安全性和使用壽命的重要組成部分，其脫碳機理的探索也一直被各國研究人員所重視，并取得了許多有價值的研究結論。

1 2.25Cr-1Mo鋼在高溫鈉中的脫碳規律

以往的研究結果表明，2.25Cr-1Mo鋼在高溫鈉中出現脫碳現象是由熱時效引起的碳化物轉變和鈉中碳活度低導致碳原子向外擴散共同作用的結果。K.Natesan等人對2.25Cr-1Mo鋼在高溫鈉中脫碳現象的研究最有代表性，其試驗結果表明鈉腐蝕試驗后的2.25Cr-1Mo鋼表面脫碳層存在兩種不同類型的碳原子濃度分布曲線如圖1所示[2，3]。在脫碳初期，表面碳原子濃度不斷下降，如曲線1所示，脫碳層內的碳原子濃度分布是典型的碳擴散曲線，能夠使用菲克擴散定律進行描述和預測如公式1所示。

其中，C（X）是在時間t時距表面距離為X處的碳原子濃度，CS是表面碳原子濃度，C0是初始碳原子濃度，D是碳原子在鋼中的擴散系數。

當嚴重脫碳時，如曲線2所示，脫碳層內的濃度分布曲線逐漸出現直線區域，其濃度分布不再能夠以公式1進行描述。對嚴重脫碳時各個特征區域的碳化物分析結果表明，脫碳層內直線區域存在的碳化物是M6C，彎曲區域存在的碳化物是M23C6和M6C，而暫時未受脫碳影響區域存在的碳化物是M23C6、M7C3和 M6C或M23C6和M6C。這說明表面脫碳層內的碳化物比內部只受熱時效影響的碳化物更快地轉變為熱力學穩定的 M6C，而轉變期間產生的多余碳原子則擴散至鈉中。另外，K.Matsumoto的試驗結果表明在高溫鈉中2.25Cr-1Mo鋼表現出脫碳行為，而5Cr-1Mo鋼則表現為滲碳行為[4]。K.Miyata報道的Cr-Mo鋼相圖表明2.25Cr-1Mo鋼中穩定碳化物是M6C，而5Cr-1Mo鋼中穩定碳化物是M23C6[ 5 ]。因此，將二者結果結合可以進一步發現碳化物轉變對理解脫碳機理的重要性。

2 2.25Cr-1Mo鋼在高溫鈉中的脫碳層深度計算

雖然上述研究結果闡明了2.25Cr-1Mo鋼在高溫鈉中脫碳的基本過程，但是由于嚴重脫碳層內的碳原子濃度分布不再能夠使用經典的碳原子擴散公式描述，并且2.25Cr-1Mo鋼脫碳層數據報道較少，因此，2.25Cr-1Mo鋼表面嚴重脫碳層深度隨時間的變化規律并不清晰。

通過對K.Natesan等人已報道的曲線2類型碳原子濃度分布曲線進行計算模擬時，2.25Cr-1Mo鋼高溫鈉中脫碳層深度的變化主要受碳化物轉變控制，直線區域中熱力學穩定的M6C不再產生碳原子向鈉中擴散，而彎曲區域碳化物轉變產生的碳原子是向鈉中擴散的主要來源，其碳原子濃度分布仍然遵守菲克擴散定律，彎曲區域曲線的移動速率取決于碳原子擴散系數，在此基礎上假設直線區域變寬速率為恒定值，即彎曲區域曲線隨鈉腐蝕時間增加向右勻速平移時，發現在不同溫度下直線區域變寬速率與碳原子在2.25Cr-1Mo鋼中的擴散系數基本呈比例關系且與僅有的幾個試驗數據吻合，如表1所示。

碳原子在2.25Cr-1Mo鋼內的擴散系數在773K下是1.87E-11cm2/s，根據上述比例關系計算可知，2.25Cr-Mo鋼在773K鈉液中脫碳層深度的增加速率大約是30μm/ year。

3 結論

由于2.25Cr-1Mo鋼內部未受脫碳影響區域的碳化物會隨著熱時效時間的增加部分轉變為穩定的M6C，那么實際的直線區域變寬速率有可能逐漸變小，即直線區域寬度的增加逐漸變慢。因此，保守計算2.25Cr-Mo鋼在773K鈉液中脫碳層深度的增加速率大約是30μm/ year，實際服役過程中會低于此值。

參考文獻

[1]S.C. Chetaland and G. Vaidyanathan. Evolution of Design of Steam Generator for Sodium Cooled Reactors.

[2]K. Natesan et al.， Compatibility of Fe-21/4wt% Cr-1wt% Mo steel in a sodium environment， Nuclear Techonlogy， 1976，28：441-451.

[3]Takushi ITO et al.， Evaluation of Carburization and Decarburization Behavior of Fe-9Cr-Mo Ferritic Steels in Sodium Environment， Journal of Nuclear Science and Technology， 1992，29（4）：367-377.

[4]Keishi. Matsumoto， Yoshio. Ohta， Tadayuki. Kataoka et al. Carbon transfer behavior of materials for liquid-metal fast breeder reactor steam generators， Nuclear Techonlogy， 1976，28：452-470.

[5]Kaori Miyata and Yoshiatsu Sawaragi. Effect of Mo and W on the phase stability of precipitates in low Cr heat resistant steels， ISIJ International，2001，41：281-289.