304L不锈钢代替321不锈钢的可行性研究

为了优选反应堆材料,本文对0Cr18Ni10Ti(321)和00cr19Ni10(304L)不锈钢的冶金性能、物理性能、力学性能、腐蚀性能、焊接性能、加工性能进行了对比分析.分析结果表明:304L不锈钢除了拉伸和蠕变强度比321不锈钢低一点外,其余性能在反应堆运行工况下比321不锈钢好.在反应堆中304L不锈钢可以替代的321不锈钢.     

奥氏体304NG不锈钢在550℃/25MPa超临界水中的腐蚀行为

研究了304NG不锈钢在550℃/25MPa超临界水中的腐蚀特性。采用扫描电镜、X射线能谱仪和X射线衍射分析了氧化膜的腐蚀形貌、组织结构和元素成分分布。实验结果表明，在550℃/25MPa的超临界水中腐蚀1000h后，304NG不锈钢显示出优越的耐腐蚀性能，其均匀腐蚀增重速率仅为0.01299mg•dm^-2•h^-1。304NG不锈钢在超临界水中形成均匀致密、但带有疖状腐蚀的双层氧化膜，厚度约为2.0μm，内层氧化膜致密而富Cr和Ni，外层氧化膜疏松而富Fe。     

321不锈钢在低酸度硝酸铀酰溶液中的腐蚀特性

用称量法和电化学法研究了321不锈钢在不同浓度和pH值的硝酸铀酰溶液中的高温均匀腐蚀和电化学府蚀行为。均匀腐蚀试验结果表明．在选定的腐蚀条件下，321不锈钢样品在960h内，其表面光洁度无明显变化．腐蚀速率小于0．04mg/m^2.h，在低酸度的硝酸铀酰溶液中耐蚀。用腐蚀电入学法研究了321不锈钢在有溶解氧的硝酸铀酰溶液中的腐蚀电化学特性，测量了电极的腐蚀电位、腐蚀电流密度。经AES分析表明，电化学腐蚀后的样品在腐蚀膜中有一定量的铀．深度剖析含铀腐蚀膜的厚度为10—15nm。     

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。     

压水堆条件下锌对奥氏体不锈钢腐蚀性能的影响

模拟压水堆一回路冷却剂环境,对316和304奥氏体不锈钢在不加锌和加锌浓度为50ppb的315℃溶液中进行了两组500h腐蚀实验。结果表明,锌能有效地降低两种材料的均匀腐蚀速率,加锌后表面氧化膜厚度变薄,氧化膜形貌和成分也有明显改变,304不锈钢表面有大量针状腐蚀产物出现。     

核级304L不锈钢钎焊接头组织及耐腐蚀性能研究

核级304L不锈钢与BNi 7钎料真空钎焊接头存在晶间腐蚀行为,但工艺与钎缝耐腐蚀性能的关系尚未得到充分研究。为充分评估压水堆燃料组件结构件中不锈钢真空钎焊接头的晶间腐蚀和应力腐蚀敏感性,降低腐蚀失效风险,采用定量金相方法分析了钎缝中的化合物相含量,采用硫酸 硫酸铁法和双环动电位再活化（DL EPR）法评价了钎缝耐晶间腐蚀性能,并采用高温高压水应力腐蚀裂纹扩展试验评价了钎缝的耐应力腐蚀性能。结果表明,钎缝中化合物相含量越高,耐晶间腐蚀性能越好。且钎缝在高温高压水中存在明显的应力腐蚀开裂行为,但其与钎焊工艺的关系尚需进一步试验研究。     

核级304L不锈钢钎焊接头组织及耐腐蚀性能研究

核级304L不锈钢与BNi-7钎料真空钎焊接头存在晶间腐蚀行为,但工艺与钎缝耐腐蚀性能的关系尚未得到充分研究。为充分评估压水堆燃料组件结构件中不锈钢真空钎焊接头的晶间腐蚀和应力腐蚀敏感性,降低腐蚀失效风险,采用定量金相方法分析了钎缝中的化合物相含量,采用硫酸-硫酸铁法和双环动电位再活化(DL-EPR)法评价了钎缝耐晶间腐蚀性能,并采用高温高压水应力腐蚀裂纹扩展试验评价了钎缝的耐应力腐蚀性能。结果表明,钎缝中化合物相含量越高,耐晶间腐蚀性能越好。且钎缝在高温高压水中存在明显的应力腐蚀开裂行为,但其与钎焊工艺的关系尚需进一步试验研究。     

Ti-5%Ta钛合金在乏燃料模拟溶解液中的腐蚀行为

000Cr25Ni20超低碳奥氏体不锈钢目前作为乏燃料后处理中溶解器设备的材料，在后处理的溶解工况下腐蚀严重．本文通过均匀腐蚀模拟试验对Ti-5％Ta钛合金和000Cr25Ni20奥氏体不锈钢在动力堆乏燃料模拟溶解液中的均匀腐蚀行为进行了研究：研究发现Ti-5％Ta钛合金的抗腐蚀性能远优于000Cr25Ni20奥氏体不锈钢。原因是Ti-5％Ta钛合金试样的表面形成了致密的氧化膜，阻止了腐蚀的进一步发展，而在000Cr25Ni20奥氏体不锈钢试样的表面未发现氧化膜的存在。     

不同pH值高锰酸钾对不锈钢腐蚀性能影响

采用重量法、扫描电子显微镜、动电位极化曲线法研究304L不锈钢在不同pH值高锰酸钾溶液中的腐蚀行为。304L不锈钢经过pH值为1.8的酸性高锰酸钾溶液(NP)氧化后表面腐蚀产物最多,pH值为6.5的高锰酸钾溶液(HP)氧化后表面腐蚀产物最少,pH值为12.5的碱性高锰酸钾溶液(AP)氧化后表面腐蚀产物居中。经过氧化步骤后,试样经过硝酸与抗坏血酸混合还原溶液清洗后都具有金属光泽,微观形貌区别不大。304L不锈钢在HP中的腐蚀电流密度最小,在NP和AP中的腐蚀电流密度大于HP。化学去污清洗工艺中高锰酸钾溶液对不锈钢的腐蚀性最弱,NP、AP对不锈钢基材的腐蚀性强于HP。     

奥氏体321不锈钢在550 ℃静态铅铋共晶合金中的腐蚀行为

奥氏体321不锈钢常用作核反应堆冷却剂主管道结构材料，铅铋共晶合金是第四代核能系统（Gen Ⅳ）铅冷快堆冷却剂的主要候选材料。为研究321不锈钢与高温液态铅铋共晶合金的相容性，对321不锈钢在550 ℃液态铅铋共晶合金中的200、400、600 h腐蚀现象进行了研究。对不同腐蚀时间后腐蚀试样的表面和截面分别进行了XRD和SEM、EDS检测。结果发现：在321不锈钢试样表面产生了一种随腐蚀时间增加先生长后脱落的含O、Ti、Pb元素的化合物（Ti₂O和Pb₂O₃）；在321不锈钢基体与铅铋共晶合金交界处会产生一层随腐蚀时间增加不断增厚的扩散层；321不锈钢在铅铋共晶合金中发生溶解腐蚀，在Fe、Cr元素不断向铅铋共晶合金中溶解时，伴随着Pb、Bi元素向基体中的渗透。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。     

Problem of the iodine method of purification of zirconium

A method is proposed for the determination of the equilibrium constantsk and k' for the reactions Zr+2I₂–ZrI₄=0 and 2I–I₂=0, which is based on the measurement of the amount of iodine or zirconium liberated in the decomposition of zirconium tetraiodide on a heated surface in the process of establishing equilibrium. The decomposition of the tetraiodide was carried out at 900–1600C on a tungsten filament. The temperature distribution between filament and vessel walls was neglected.The dependence of the sum of atomic and molecular iodine pressures on zirconium tetraiodide pressure was determined at 1430C, and on temperature for 50 mm Hg. The values of kk'² 35 (mm Hg)³ at 1430C and k0.07 mm Hg at 400C, found from the results, differ substantially from known thermodynamic data, but give good agreement between the authors' formula [1] and experimental results on the iodide process of zirconium purification.