付晓刚

摘 要 快堆蒸发器多使用2.25Cr-1Mo钢作为传热管材料，但2.25Cr-1Mo钢在高温钠中存在脱碳现象导致力学性能下降，而特殊的工况又决定了其不能进行破坏性检验，故研究其脱碳机理是掌握脱碳层深度变化及其对力学性能影响的有效手段。

关键词 2.25Cr-1Mo钢；脱碳；钠

中图分类号 TL1 文献标识码 A 文章编号 1674-6708（2016）172-0234-01

蒸汽发生器是钠冷快堆的重要部件之一，其内部的传热管服役条件最为苛刻，需要在190℃～500℃的温区内承受14MPa的工作压力并将水及水蒸气与液态钠完全隔离在管壁两侧，以避免发生钠水反应事故造成蒸汽发生器的损坏。世界各国已建造的快堆蒸发器多使用2.25Cr-1Mo钢作为传热管材料，但2.25Cr-1Mo钢在高温钠中存在脱碳现象导致力学性能下降，使得传热管破损风险增加[ 1 ]。因此，了解2.25Cr-1Mo钢在高温钠中的脱碳程度及其对力学性能的影响是评价传热管安全性和使用寿命的重要组成部分，其脱碳机理的探索也一直被各国研究人员所重视，并取得了许多有价值的研究结论。

1 2.25Cr-1Mo钢在高温钠中的脱碳规律

以往的研究结果表明，2.25Cr-1Mo钢在高温钠中出现脱碳现象是由热时效引起的碳化物转变和钠中碳活度低导致碳原子向外扩散共同作用的结果。K.Natesan等人对2.25Cr-1Mo钢在高温钠中脱碳现象的研究最有代表性，其试验结果表明钠腐蚀试验后的2.25Cr-1Mo钢表面脱碳层存在两种不同类型的碳原子浓度分布曲线如图1所示[2，3]。在脱碳初期，表面碳原子浓度不断下降，如曲线1所示，脱碳层内的碳原子浓度分布是典型的碳扩散曲线，能够使用菲克扩散定律进行描述和预测如公式1所示。

其中，C（X）是在时间t时距表面距离为X处的碳原子浓度，CS是表面碳原子浓度，C0是初始碳原子浓度，D是碳原子在钢中的扩散系数。

当严重脱碳时，如曲线2所示，脱碳层内的浓度分布曲线逐渐出现直线区域，其浓度分布不再能够以公式1进行描述。对严重脱碳时各个特征区域的碳化物分析结果表明，脱碳层内直线区域存在的碳化物是M6C，弯曲区域存在的碳化物是M23C6和M6C，而暂时未受脱碳影响区域存在的碳化物是M23C6、M7C3和 M6C或M23C6和M6C。这说明表面脱碳层内的碳化物比内部只受热时效影响的碳化物更快地转变为热力学稳定的 M6C，而转变期间产生的多余碳原子则扩散至钠中。另外，K.Matsumoto的试验结果表明在高温钠中2.25Cr-1Mo钢表现出脱碳行为，而5Cr-1Mo钢则表现为渗碳行为[4]。K.Miyata报道的Cr-Mo钢相图表明2.25Cr-1Mo钢中稳定碳化物是M6C，而5Cr-1Mo钢中稳定碳化物是M23C6[ 5 ]。因此，将二者结果结合可以进一步发现碳化物转变对理解脱碳机理的重要性。

2 2.25Cr-1Mo钢在高温钠中的脱碳层深度计算

虽然上述研究结果阐明了2.25Cr-1Mo钢在高温钠中脱碳的基本过程，但是由于严重脱碳层内的碳原子浓度分布不再能够使用经典的碳原子扩散公式描述，并且2.25Cr-1Mo钢脱碳层数据报道较少，因此，2.25Cr-1Mo钢表面严重脱碳层深度随时间的变化规律并不清晰。

通过对K.Natesan等人已报道的曲线2类型碳原子浓度分布曲线进行计算模拟时，2.25Cr-1Mo钢高温钠中脱碳层深度的变化主要受碳化物转变控制，直线区域中热力学稳定的M6C不再产生碳原子向钠中扩散，而弯曲区域碳化物转变产生的碳原子是向钠中扩散的主要来源，其碳原子浓度分布仍然遵守菲克扩散定律，弯曲区域曲线的移动速率取决于碳原子扩散系数，在此基础上假设直线区域变宽速率为恒定值，即弯曲区域曲线随钠腐蚀时间增加向右匀速平移时，发现在不同温度下直线区域变宽速率与碳原子在2.25Cr-1Mo钢中的扩散系数基本呈比例关系且与仅有的几个试验数据吻合，如表1所示。

碳原子在2.25Cr-1Mo钢内的扩散系数在773K下是1.87E-11cm2/s，根据上述比例关系计算可知，2.25Cr-Mo钢在773K钠液中脱碳层深度的增加速率大约是30μm/ year。

3 结论

由于2.25Cr-1Mo钢内部未受脱碳影响区域的碳化物会随着热时效时间的增加部分转变为稳定的M6C，那么实际的直线区域变宽速率有可能逐渐变小，即直线区域宽度的增加逐渐变慢。因此，保守计算2.25Cr-Mo钢在773K钠液中脱碳层深度的增加速率大约是30μm/ year，实际服役过程中会低于此值。

参考文献

[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.