铁素体-马氏体钢P92在超临界水中的腐蚀性能

研究了P92钢在550和600℃超临界水中的腐蚀特性,采用扫描电镜、X射线能谱仪和X射线衍射仪分析了氧化膜的表面形貌、组织结构和元素分布。结果表明：P92钢在超临界水中的氧化动力学大致服从立方生长规律,600℃下P92钢的腐蚀增重和氧化膜厚度均为550℃时的3倍。P92钢在超临界水中形成的氧化膜为双层结构,氧化膜外层富Fe,而内层富Cr。600℃时P92钢氧化膜发生了开裂和剥落,其原因主要在于降温过程中基体与氧化物间的热膨胀系数不相匹配而产生的较大热应力。     

热处理对690合金腐蚀性能影响

采用阳极极化法研究了热处理工艺对核电厂蒸汽发生器传热管用镍基690合金腐蚀性能影响。试样经过3%、5%的形变量后,在1 080℃、1 100℃1、120℃温度加热10 min和15 min固溶处理,最后经715℃×10 h时效热处理。不同条件处理的试样进行微观分析及电化学实验,结果表明:固溶处理后晶粒尺寸明显长大;时效热处理基本不改变晶粒尺寸,但对晶界碳化物形态和电化学特征值影响明显,能显著提高690合金的耐腐蚀性能。     

PWR一回路水质中800合金的腐蚀研究

用320℃含600 mg/kg硼和2 mg/kg锂的高氧含量水溶液模拟PWR一回路水质,研究了800合金在一回路水中的腐蚀特性。结果表明,800合金试样在被侵蚀1500 h之后,表面生成一层很薄的氧化膜,去除氧化膜后,计算出其均匀腐蚀速率为4.03×10?4 mm/a,基体中TiN缺陷处容易引起点蚀,管状试样内环出现明显的晶间腐蚀现象。     

超临界水堆候选材料的腐蚀特性研究

对铁素体/马氏体(F/M)耐热钢P92、奥氏体不锈钢316L和镍基合金690在600℃、23 MPa 超临界水中的腐蚀行为进行了研究.在600℃、23 MPa的超临界水中腐蚀625 h后,690合金、316L不锈钢和P92耐热钢的腐蚀增重速率分别为0.001 02、0.060 6、0.101 27 g/(m2·h).用扫描电子显微镜(SEM)进行观察后发现,超临界环境下F/M耐热钢P92的氧化膜为3层结构,奥氏体不锈钢316L的氧化膜为单层结构,镍基合金690表面生成了一层极薄且有点蚀的氧化膜.     

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。     

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。     

304NG在超临界水中的腐蚀增重随温度的异常关系

研究了奥氏体不锈钢304NG在550、600和650℃超临界水环境下的腐蚀行为。采用扫描显微镜、X射线能谱仪、X射线衍射仪分析了氧化膜的腐蚀形貌、组织结构和成分分布。实验结果表明,试样在3种不同温度下经1000h腐蚀实验后的增重均符合幂函数规律,但650℃时的腐蚀增重与600℃时的相比大幅下降,其主要原因为在较高温时,Cr的扩散速度快,试样表面氧化膜能够维持保护性从而使疖状腐蚀分布数量减少所致。     

内陆核电厂放射性液态流出物“近零排放”探讨

内陆核电厂放射性液态流出物经处理后排往江河流域,为减少对公众和环境影响,需采用先进的废液处理工艺和完善的处理方案,尽可能减少释放到环境中的放射性核素和其他有害物质,实现内陆核电厂放射性液态流出物"近零排放"的目标。本文从对公众健康风险的角度提出"近零排放"的定义和目标,论证通过采用基于化学注入的膜处理技术和太阳能蒸发技术实现放射性流出物的近零排放。     

压水堆核电站一回路~(16)N源项计算模型的优化

~(16)N是压水堆一回路冷却剂中的主要活化产物,也是一回路中的主要辐射源。本文在传统~(16)N源项计算模型的基础上,根据堆芯内冷却剂的流向,考虑堆芯区域以及下降段区域的中子通量差异,将堆芯划分为活化区域以及反射区域,并建立了相应的计算模型,以典型三代压水堆核电站为例进行了计算与验证,计算结果与技术文件吻合良好,偏差在10%以内,验证了模型的正确性。最后分析了一回路典型部位的~(16)N平衡放射性活度浓度,发现在反应堆堆芯出口处最高,随着冷却剂流向逐步减少。研究结果表明,优化的计算模型可更准确计算压水堆核电站冷却剂的~(16)N源项,为分析反应堆一回路的辐射源项提供参考依据。     

核电站不锈钢容器地脚螺栓的腐蚀防护

对核电站不锈钢容器地脚螺栓腐蚀失效案例的分析表明,电偶腐蚀、缝隙腐蚀及应力腐蚀是造成螺栓失效的主要原因。重申了相应的防腐蚀设计要求,结合该电站工程建设阶段的具体情况提出了相应的预防或防护措施。