超临界水反应堆铁素体-马氏体钢的应力腐蚀破裂及腐蚀评价

超临界水冷堆（SCWR）作为第四代反应堆的候选堆型之一，具有热效率高、反应堆设计简化（无蒸汽发生器和汽水分离器）等特点。对于堆内及燃料包壳的结构材料的应用，腐蚀及应力腐蚀破裂的敏感性评价是必不可少的。本文对铁素体-马氏体钢、高镍合金和氧化弥散强化（ODS）合金进行了应力腐蚀破裂及均匀腐蚀试验研究。在500℃、550℃、600℃超临界水条件下，在T91钢的断裂面没有观察到应力腐蚀破裂迹象。随着温度的升高，T91的最大拉伸强度（UTS）和屈服强度（YS）降低，溶解氧水平高导致腐蚀和低塑性。在500℃和550℃时，铁素体．马氏体钢表现出高的腐蚀速率，而镍基合金仅出现轻微腐蚀。在600℃试验中，铁素体．马氏体钢的腐蚀速率比500℃条件大3倍以上。由Mo和Ni构成的薄层似乎阻碍了Cr向T92及T122腐蚀产物外层的扩散。     

围板连接螺栓的辐照促进应力腐蚀裂纹研究

在压水堆(PWR)中,堆芯部件围板连接螺栓的材质是奥氏体不锈钢,长期处于强中子辐照区域.当辐照超过一定限值后,即使应力水平很低,但由于辐照过程中的缺陷、相转变、晶界偏析以及应力变化等原因,材料的塑性逐步丧失,辐照促进应力腐蚀裂纹(IASCC)随之发生.使用高纯度材料、控制水质和改进连接结构可以有效地减缓围板螺栓辐照促进应力腐蚀裂纹的产生.     

激光喷丸技术在核电设备上的应用

应力腐蚀或疲劳破坏严重威胁核电设备安全稳定运行,缓解或消除应力腐蚀或疲劳,是确保设备安全稳定运行的有效手段。采用激光喷丸技术,不存在影响设备正常运行的残留物,可以遥控至核岛内辐照区复杂狭小部位作业,而且效果显著,是一项前景广阔值得深入研究的应用技术。     

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.     

候选材料在650 ℃超临界水中的腐蚀行为研究

研究了3种候选材料（347、HR3C和In-718）在650 ℃、25 MPa去离子水中的均匀腐蚀行为,使用场发射扫描电镜（FEG-SEM）和能谱（EDS）观察了不同腐蚀时间的表面氧化膜形貌与合金元素分布,使用掠入射X射线衍射（GIXRD）分析了氧化膜相结构。结果表明,3种材料腐蚀失重均符合抛物线规律,347的失重为HR3C和In 718的40倍以上;3种材料氧化膜均以Ni(Cr, Fe) ₂O₄为主,In-718点蚀严重,347氧化膜明显脱落,HR3C氧化膜较均匀致密;高温超临界水中,提高合金的Cr含量有助于增强均匀腐蚀性能,添加Nb有损合金的点蚀抗力。     

燃料元件包壳材料CN-1515不锈钢在可控氧铅铋环境下的腐蚀行为

国产CN-1515不锈钢因其良好的抗辐照肿胀能力和高温力学性能成为铅铋快堆燃料包壳的主要候选材料。在铅铋冷快堆中,由于液态铅铋合金对金属材料具有强烈的腐蚀性,会影响到反应堆的安全稳定运行,因此,铅铋冷快堆中结构材料应用还需充分考虑耐液态铅铋腐蚀性能。本文以国产CN-1515奥氏体不锈钢为研究对象,在自行研发的控氧静态铅铋腐蚀实验装置上,开展了高温铅铋腐蚀实验。实验温度分别为450、500、550、600 ℃,实验时间分别为1 000、3 000、6 000 h,液态铅铋合金中氧含量控制在10^-6%～10^-7%之间。实验结果表明,低温（T≤450 ℃）下,CN-1515不锈钢表面会生成一层保护性氧化膜,但随着腐蚀时间的增加,氧化膜会逐渐疏松而失去其保护作用;然而温度大于500 ℃时,不锈钢发生严重的Ni元素溶解腐蚀,腐蚀深度随温度的升高和时间的延长而增加。     

辐照对堆用锆合金腐蚀行为的影响

综述了堆用锆合金辐照腐蚀研究的进展，包括概况、机理和模型，在ＰＷＲ运行环境下，辐照确实增强了锆合金的腐蚀，其增强因子大于２－３倍。为了降低运行成本而提高卸料燃耗和提高运行温度，使得辐照腐蚀加剧；从不同侧面提出了辐照增强腐蚀的机理和模型，包括不同射线与材料的相互作用机理，氧化膜中缺陷的形成，组织结构的变化，电导的变化和脆化，金属的辐照损伤，中间相的辐照分解，水的辐照分解和辐照对反应活化能的影响等；近年来关于中间相在不同射线下辐照分解的研究较为活跃，其进展结果为从机理上建立辐照损伤参量与辐照腐蚀性能参量的关系提供了依据。     

AL-6XN合金在超临界水中的应力腐蚀研究

采用慢拉伸试验研究了AL-6XN合金在550~650℃、25 MPa超临界水中的应力腐蚀行为,使用扫描电镜观察了材料断口形貌与标距面裂纹分布。结果显示:550℃试验条件下材料表现为穿晶开裂,标距面裂纹很多且分布较均匀,试样边角处出现扇形河流花样;650℃试验条件下材料表现为沿晶开裂,断口呈现典型的冰糖状,标距面裂纹数量大幅减少且集中于断口附近,相应的延伸率和断面收缩率也大幅降低。质子辐照对AL-6XN宏观力学性能影响不大,但导致试样断口的扇形花样(起裂源)数量增加,解理台阶宽度增大。以上结果表明,AL-6XN在超临界工况下具有严重的应力腐蚀开裂敏感性,升高温度和质子辐照会明显提高材料的应力腐蚀敏感性。     

He泡对镍基合金腐蚀性能的影响

为了明确辐照对熔盐环境中合金腐蚀性能的影响,采用1.2 MeV的He离子对镍基UNS N10003合金进行了剂量为5×1015ions?cm-2和5×1016ions?cm-2的辐照实验,并将未辐照和辐照后的合金置于650℃的FLiNaK熔盐中进行200 h的腐蚀实验。采用扫描电子显微镜和透射电子显微镜对合金的表面形貌、元素分布及微观结构进行了分析。结果表明:低剂量下辐照未发现对合金腐蚀有明显的影响;高剂量下辐照后,合金中产生了He泡;在熔盐中腐蚀后,合金表面出现孔洞且Cr元素大量流失。利用纳米压痕技术对高剂量下辐照的合金在熔盐环境中的硬度演化行为进行了研究。结果显示:辐照后的合金硬度为4.12 GPa,腐蚀后的合金硬度为2.65 GPa,辐照腐蚀后的合金硬度为3.16 GPa,是辐照和腐蚀综合作用的结果。     

600合金在含Ti缓蚀物质碱性环境中的开裂行为

中间退火的600合金暴露在高温碱性溶液中有两种敏感的开裂形式，即晶间腐蚀（IGA）和晶间应力腐蚀（IGSCC）。这两种开裂模式的发生都有确定的电化学电位区。从电化学分析和表面分析方法得出的结论说明，在两种开裂发生的电位下金属表面发生了化学过程。这一特征为理解腐蚀开裂发生的机制提供了重要线索，并常常被用于研究能减缓600合金碱性开裂的物质。     

高燃耗下快堆燃料与包壳的化学相互作用模型建立及验证

快中子反应堆二氧化铀燃料元件在高燃耗、高中子注量率、高线功率和高温状况下运行,燃料与包壳材料会发生复杂的物理化学相互作用。燃料元件化学相互作用模型的建立对高燃耗快堆燃料元件的设计非常重要。针对快中子反应堆氧化物燃料元件与包壳材料发生的化学相互作用,采用动力学模型建立了二氧化铀与奥氏体不锈钢、铁素体-马氏体钢包壳材料的化学相互作用模型,并通过实验数据验证该模型。结果表明：建立的快堆二氧化铀燃料与奥氏体不锈钢的腐蚀模型可以成功预测最大燃耗10.8at%、辐照损伤87.5 dpa的包壳腐蚀;建立的快堆二氧化铀燃料与铁马钢的腐蚀模型可以成功预测最大燃耗9.3at%、辐照损伤76.6 dpa的包壳腐蚀。研究结果为高燃耗二氧化铀辐照元件及示范快堆燃料元件的设计和性能预测提供重要的参考价值。     

压水堆蒸汽发生器传热管碱应力腐蚀开裂的控制

1994年韩国－1压水堆（PWR）由于蒸汽发生器600合金（UNS NO6600)传热管外侧应力腐蚀开裂（ODSCC）导致计划外停堆。为避免再次发生此类情况，开展了失效分析和补救措施研究，取管作破坏性检查表明由于在淤渣顶部几何缝隙处的沸腾，管壁发生了轴向晶间裂纹，由于局部高pH值和在电站停堆维修及热启动阶段铜被氧化而引起的腐蚀电位增加，促成了高的ODSCC扩展速率。补救措施包括：（1）用硼酸（H3BO3）冲洗缝隙使缝隙中性化；（2）用联氨（H2NNH2）浸泡降低腐蚀电位并抑制氧，使氧降低到20μg/L以下，防止铜的氧化物形成；（3）用钛氧化物（TiO2)缓蚀剂浸泡；（4）温度降低5℃。由于采取了补救措施没有发现显著的ODSCC，它清楚地证明了避开碱性环境的效果，此外，TiO2缓蚀剂看来有正面的影响。有待进一步检查所证明。     

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。     

核级不锈钢堆焊材料腐蚀性能研究

采用GB43 3 4 7 84和法国RCC MMC1 3 1 0对国产两种堆焊材料进行了点腐蚀、晶间腐蚀试验 ,在模拟压水堆核电站介质 (温度 3 45℃ ,80 0mg/LB ,2mg/LLi)条件下 ,研究了堆焊材料的应力腐蚀和均匀腐蚀性能。试验结果表明 :在高温含B水中 ,U型试样试验 5 0 0 0h后无应力腐蚀破裂 ,静态月平均腐蚀速率小于 2mg/dm2 。两种堆焊材料均具有优良的耐腐蚀性。     

锆合金耐腐蚀性能研究综述

锆合金主要用作核反应堆燃料元件的包壳材料及其他堆内构件。回顾了有关锆合金水侧腐蚀的主要研究结果及存在的问题，概括了现有的理论及面临的挑战。８０年代，关于锆合金化学成分、微观结构及辐照对耐腐蚀性能影响的研究取得了很大进展。近几年来的研究工作主要集中在探索腐蚀机理、选择最佳合金成分及控制微观结构方面，以满足提高燃耗、降低核电成本后对锆合金提出的更高要求。     

燃料棒腐蚀和吸氢模型研究

锆合金包壳的腐蚀和吸氢性能是影响燃料棒堆内性能的重要因素。本文在锆合金包壳均匀腐蚀吸氢基本机理和现有模型的基础上,结合某特定燃料棒包壳材料的具体情况和使用特点,建立了包壳材料的均匀腐蚀和吸氢模型,并根据现有辐照数据对所建立的模型进行了验证。     

PWR燃料元件包壳新型锆合金的堆外性能(英文)

发展了两种新型锆合金(N18,N36)作为PWR燃料元件包壳材料。研究了N18,N36两种锆合金的堆外性能。研究表明,具有均匀弥散分布的细小β-Nb或Zr(Fe,Cr)2第二相粒子的新合金表现出最好的抗腐蚀性能,N18和N36合金都有优良的耐腐蚀性能。合金的吸氢行为与其腐蚀行为成对应关系,而两种新型锆合金的吸氢比Zr-4合金的低。两种新锆合金的拉伸强度、爆破和蠕变性能也优于Zr-4合金。此外,两种新锆合金的热物理性能、织构和应力腐蚀行为相当或优于Zr-4合金。     

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。     

热处理对690合金抗腐蚀性能影响综述

研究了热处理工艺对６９０使 为微组织及其抗腐蚀和应务腐蚀性能的影响。将国产６９０合金样品与国外同类产品作了对比分析。结果显示，国产样品显微组织已与国外同类产品基本相同；对应不同热处理工艺，合金的显微结构有很大区别沿晶界析出的碳化物大小、形貌也不同，抗腐蚀和应力腐蚀的性能存在明显差异。     

锆合金的碘致应力腐蚀开裂研究(英文)

研究了不同热处理状态的Zr-2和Zr-4合金在不同浓度的碘介质及实验温度下的应力腐蚀开裂(SCC)行为。并对不同织构取向的试样在350℃下进行了蠕变实验,蠕变实验的载荷值选择与SCC实验相对应的一系列典型载荷。用扫描电子显微镜观察了断口特征,用透射电子显微镜和光学显微镜检查了材料的显微组织,用X-光衍射仪测定了锆合金的织构,分析讨论了材料状态、实验温度、碘浓度以及蠕变对锆合金碘致应力腐蚀行为的影响。