不锈钢堆焊层在Cl-溶液中的腐蚀性能研究

采用浸泡腐蚀试验方法,研究了不锈钢堆焊层材料在Cl^-溶液中的腐蚀情况,并通过金相显微镜、扫描电子显微镜、能谱分析观察表面形貌。研究表明,室温条件下堆焊层材料未发生任何腐蚀。在高温条件下,Cl^-的存在诱导了点腐蚀的发生,且随着Cl^-浓度的增加,点腐蚀加剧;较高浓度的Cl^-可导致缝隙内金属元素Cr的流失,缝隙腐蚀加深;应力腐蚀裂纹有沿晶开裂的特征,应力腐蚀敏感性随Cl^-浓度的增加有提高的趋势。     

铝合金管材应力腐蚀加速寿命试验研究

采用加速寿命试验的方法对高速旋转机械用铝合金管材的应力腐蚀性能进行了研究,建立了试验装置,确定了试验方案.研究结果表明铝合金管材在工作介质中的应力腐蚀是明显的,在相同温度下,工作介质压力越高,应力腐蚀速率越快.在大气中的长期存放,也会使材料的应力腐蚀速率加快.铝合金管材应力腐蚀的K1-tf服从对数关系,随着初始应力场强度因子K0的降低和试验时间的增长,应力腐蚀的速率逐渐降低,铝合金的应力腐蚀临界应力场强度因子kscc≈400N/mm3/2.Kscc与初始的断裂韧性Kc相比,下降了约50%.     

国产690合金与321不锈钢异种金属焊缝的应力腐蚀行为研究

利用慢应变速率试验,采用非标准的漏斗状试样,对国产690合金与321不锈钢异种金属焊接部位(包括690合金热影响区、焊缝、321不锈钢热影响区)在100 mg/L Cl~(-1)除O_2条件下和100 mg/L Cl~(-1)饱和O_2条件下的应力腐蚀行为进行研究。并通过慢应变速率应力-位移曲线和断口形貌对微观组织、氯离子、氧含量对于材料的应力腐蚀(SCC)的影响进行分析。结果表明:690合金热影响区在100 mg/L Cl~(-1)除O_2条件下不易发生SCC,在100 mg/L Cl~(-1)饱和O_2条件下表现出一定的SCC倾向;321不锈钢热影响区在2种条件下均表现出明显的SCC倾向;690合金热影响区的粗大晶粒不利于塑性变形的晶粒间相互协调,导致了热影响区SCC的倾向增大。     

核电厂不锈钢覆面焊接模拟件腐蚀行为研究

对3种核电厂乏燃料水池不锈钢覆面材料S32205、S32101和S30403的焊接模拟件,在H₃BO₃浓度2500 mg/L、SO₄2?浓度1500 mg/L、Cl?浓度5%、pH值5.0、温度80℃、饱和氧的条件下浸泡6个月,对比研究其腐蚀行为。结果发现:S30403焊接模拟件在焊接节点和缝隙附近出现了大量的氯致应力腐蚀裂纹;S32101焊接模拟件出现了腐蚀坑,在焊接节点和缝隙附近腐蚀尤其严重;S32205焊接模拟件腐蚀最轻,试件表面未发现腐蚀坑及裂纹。研究表明:3种材料模拟件的耐腐蚀性规律为:S32205>S32101>S30403。S32205具有良好的综合力学性能和耐腐蚀性能,是一种理想的改进型水池覆面材料。      

反应堆压力容器密封面材料非正常工况下的腐蚀性能研究

针对压力容器密封面材料在核工程应用中发生的腐蚀问题,研究了反应堆压力容器密封面材料非正常工况下的腐蚀性能.利用静态高压釜研究308L不锈钢在不同Clˉ浓度条件下的腐蚀行为,采用金相显微镜和扫描电镜( SEM)对样品进行观察和分析.结果表明,在270℃、5.5 MPa条件下,Clˉ浓度低于1 mg/L时308L不锈钢没有发生点腐蚀、缝隙腐蚀和应力腐蚀;随着Clˉ浓度提高,308L不锈钢对点腐蚀、缝隙腐蚀和应力腐蚀的敏感性显著增加.     

反应堆压力容器法兰密封面材料的性能研究

采用手工惰性气体钨极保护焊(TIG焊)制备反应堆压力容器密封面材料E308LMoT0-3、E309LMoT0-3及对比材料ER308 L的不锈钢堆焊层,对其进行硬度测试、显微组织观察、抗晶间腐蚀性能分析,以及点蚀点位测量和偏离水质条件下的局部腐蚀试验,研究E308LMoT0-3、E309LMoT0-3堆焊材料的点腐蚀和缝隙腐蚀性能以及腐蚀机理。试验结果表明,E308LMoT0-3、E309LMoT0-3焊丝堆焊后的试样除了具有良好的硬度、耐晶间腐蚀性能外,还具有良好的耐局部腐蚀性能,可以代替目前压水堆核电厂普遍使用的ER308L不锈钢堆焊材料。     

秦山核电厂蒸汽发生器焊接堵管的腐蚀试验

本文主要介绍了秦山核电厂蒸汽发生器传热管堵管结构和腐蚀试验研究,即将Inconel-600和Inconel-690两种不同材料加工成模拟塞子,用氩弧焊将塞子焊接在模拟管板堆焊层上,然后将模拟体置于高压釜内进行1000小时的加速腐蚀试验。试验后再用多种方法对金相结构进行检查。经检查,所有样品均未发现任何腐蚀裂纹。     

压水堆压力壳堆焊不锈钢的动电位再活化行为与晶间应力腐蚀破裂敏感性

用动电位再活化方法研究了压水堆压力壳堆焊不锈钢衬里材料的活化与再活化行为以及晶界形貌,用高温水恒变形和慢应变速率应力腐蚀破裂试验比较了晶间应力腐蚀破裂的敏感程应。结果表明再活化行为与晶间应力腐蚀破裂敏感性之间有一致关系。动电位再活化有可能作为核动力装置中不锈钢焊接件晶间应力腐蚀破裂敏感程度的无损检验方法。     

304NG不锈钢均匀腐蚀性能研究

用MARS循环腐蚀回路对304NG不锈钢进行了1500h的循环水腐蚀考验,对均匀腐蚀速率进行了定量评估。试验结果表明:在模拟核反应堆一回路循环水条件下,304NG控氮不锈钢板材、锻件的均匀腐蚀速率为1.40mg/(dm2ˇ30d)和1.91mg/dm2(dm2ˇ30d),0Cr18Ni10Ti不锈钢板材、锻件的均匀腐蚀速率为4.44mg/(dm2ˇ30d)和4.65mg/(dm2ˇ30d),304NG控氮不锈钢的均匀腐蚀速率低于0Cr18Ni10Ti不锈钢。     

Cl~-和Cu~(2+)对国产690合金应力腐蚀性能的影响

采用慢应变速率拉伸(SSRT)的方法,研究国产690合金分别在316℃含100 mg/L Cl-、1000 mg/L Cu2+以及100 mg/L Cl-与1000 mg/L Cu2+混合溶液中的应力腐蚀行为。通过激光共聚焦显微镜和扫描电镜观察断裂后试样的表面、断口以及纵剖面的微观形貌。结果表明:国产690合金在同时含Cl-与Cu2+的溶液中具有较高的应力腐蚀敏感性;断裂试样表面出现了大量的腐蚀坑,断口呈明显的脆性断裂特征,且在表面蚀坑的底部发现了沿晶应力腐蚀裂纹的萌生。由此证明Cl-与Cu2+对国产690合金应力腐蚀的协同作用,并初步探讨了其作用机理。     

Corrosion studies in support of lead-bismuth cooled FBRs

The performance of structural materials in lead or lead-bismuth eutectic (LBE) systems is evaluated. The materials evaluated included several US steels (austenitic steel [316L], carbon steels [F-22, Fe-Si], ferritic/martensitic steels [HT-9 and 410]), and several experimental Fe-Si-Cr alloys that were expected to demonstrate corrosion resistance. The materials were exposed in either a dynamic corrosion cell for periods from 100 to 1,000 h at temperatures of 400, 500, 600 and 700°C, depending on material and exposure location. Weight change and optical SEM or X-ray analysis of the specimen were used to characterize oxide film thickness, corrosion depth, microstructure, and composition changes. The tests conducted with stainless steels (410, 316L and HT-9) produced mass transfer of elements (e.g., Ni and Cr) into the LBE, resulting in degradation of the material. With Fe-Si alloys a Si rich layer (as SiO₂) is formed on the surface during exposure to LBE from the selective dissolution of Fe.     

注入稀土元素改善钢的耐蚀性

离子注入技术已超出了半导体工业的范围,成为材料科学中强有力的研究手段,并在材料改性领域中开始了工业应用。有人认为离子束技术是进行“材料设计”的手段,是实现“从天然材料到人造材料时代的关键。稀土元素在冶金中的应用很有前途,加入适量稀土可改善钢的机械性能、加工性能和耐蚀性能。但稀土元素改善钢的耐蚀性的作用和机理都有待深入研究,而用离子注入技术系统研究稀土元素改善钢的耐蚀性的工作尚未见报道。我国稀土资源丰富,系统地研究注入稀土元素的作用有重要意义。为了改善航空发动机轴承的抗局部腐蚀性能,美国海军实验室曾将Cr、Mo等常规耐蚀合金元素注入到轴承钢表层,并取得良好效果。本工作亦显示了注入稀土元素改善轴承钢抗点蚀特性的潜力。     

Evaluation of corrosion behaviors for reactor pressure vessels/primary containment vessels in Fukushima Daiichi units 1–3 nuclear power plant

Fukushima Daiichi nuclear power plants (1F) were damaged by unprecedented severe accident in the Great East Japan Earthquake on 11 March 2011, and seawater has been injected as an emergency countermeasure for the core cooling. Although, the RPV and PCV were not supposed to be exposed to diluted seawater, they have been exposed to diluted seawater environment or high-moisture environment. Therefore, seawater corrosion has become an important issue. Immersion corrosion tests were performed for low-alloy steel of RPV material and carbon steel of PCV material in 1F cooling-water-simulated environment. As a result, the mass loss by corrosion was reduced with the decreasing temperature and chloride ion concentration. Moreover, the effects of nitrogen deaeration and Na₂WO₄ addition on corrosion protection were remarkable among the selected corrosion countermeasures. In addition, the integrity assessments of RPV and PCV were performed considering the reduction of plate thickness based on corrosion test data and the load condition based on earthquake response analysis results. It had been confirmed that primary stresses for RPV and PCV equipment satisfied with the allowable values until at least 15 years after the accident.     

碳钢容器腐蚀模式

碳钢是用于低中放废液贮存或低中放固体废物处置包装容器的一种常用材料。容器的完整性是阻滞废液向外泄漏或者被处置废物中放射性核素向外释放的一个重要因素。包装容器损坏的主要机制是腐蚀。在废液储存或废物处置条件下，所关心的是容器的点蚀和均匀腐蚀。本文介绍了有关这方面的情况和一些点蚀模式和均匀腐蚀模式。     

TBP／煤油热解焚烧装置设备材料的腐蚀

针对ＴＢＰ／煤油热解焚烧系统的一些可能环境，选取了不锈钢１Ｃｒ１８Ｎｉ９Ｔｉ和Ａ３碳钢等几种材料，在不同的料液组成，温度，试验时间等综合条件下研究了它们在料液中的腐蚀情况。在高温且有热解蒸汽的真实环境下研究了不锈钢１Ｃｒ１８Ｎｉ９Ｔｉ等几种材料的高温腐蚀状况。结果表明：不锈钢１Ｃｒ１８Ｎｉ９Ｔｉ在料液和热解气氛中皆呈均匀腐蚀，在料液中，其腐蚀速率随料液含水量和温度的增加而增大；在高温热解蒸汽中，其     

大亚湾及岭澳核电站旁路给水隔离阀导流环缺损原因分析

对大亚湾及岭澳核电站所有的旁路给水隔离阀进行解体检查时,发现导流环均存在不同程度的缺损。对缺损的导流环进行宏观形貌、化学成分、金相、扫描电镜、流体力学模拟等分析。结果表明,导流环的介质流速超出厂家要求限值从而使导流环发生流体加速腐蚀和空泡腐蚀。根据导流环缺损原因,提出了相应的纠正措施。     

热处理对690合金腐蚀性能影响的实验研究

采用适合高Ｃｒ含量合金的晶间腐蚀试验方法（沸腾６５％ＨＮＯ。＋０．１％ＨＦ溶夜浸渍试验）和在３１６℃、５０％ＮａＯＨ溶液中的慢应变速率试验（ＳＳＲＴ）．研究了热处理对６９０合金晶间腐蚀和碱应力腐蚀性能的影响．热处理包括不同固溶温度（９５０－１１５０℃）及特殊热处理（Ｔ．Ｔ７１５℃）时不同保持时间（２～３０ｈ），根据试验结果．推荐６９Ｏ合金的热处理条件是；固溶温度应＜１１００℃，在７１５℃特殊热处理保持时间１５ｈ。     

氮离子注入改善纯铁耐腐蚀性的机理研究

本文对N~+离子注入到纯铁中的阳极极化特性进行了实验研究,并进行了表面X射线衍射分析及俄歇剖面分析,从这些分析得出由注入而造成的氮化物是影响纯铁腐蚀性能改善的重要因素之一。本文从氮化物的结合能出发解释N~+注入纯铁对其腐蚀性能的改善作用。