690合金在模拟核电高温高压水中的电化学及原位划伤行为研究

利用自行搭建的高温高压水循环回路系统和高温高压原位划伤装置,研究了690合金在不同温度下的极化行为和在空气中单道划伤、在高温高压水中原位11和100 h往复划伤行为,并采用SEM和EDS对划伤后的样品进行了观察和分析。结果表明:690合金基体在单道划伤过程中划痕底部产生微裂纹,部分粒径较大TiN夹杂物易发生碎裂,而粒径较小的TiN夹杂物和基体结合处易发生开裂。在高温高压水往复划伤过程中,划痕底部沟槽内的部分金属基体碎屑脱落并有大量氧化物和微裂纹。同样存在粒径较大TiN夹杂物发生碎裂,而粒径较小的TiN夹杂物与基体结合界面易发生开裂的现象。通过高温高压原位电化学技术,测量了690合金在往复划伤过程中的电化学信号,推算了划伤过程中划痕处的瞬时峰值电流密度是基体的149～326倍。     

高温高压水环境下位移幅值对690合金传热管切向微动磨损的影响EI北大核心CSCD

由于试验装置的限制,在模拟工程服役环境的高温高压水环境下对三代核电用690合金管/405不锈钢抗振条(AVB)的高频微动磨损研究存在不足,影响了对核电厂蒸汽发生器传热管结构完整性评价的有效性。在模拟压水堆核电厂二回路高温高压水环境下,以690合金传热管为研究对象,开展高频切向微动磨损试验。试验研究不同位移幅值(D=20、30、40、80、120μm)对690合金管微动磨损行为的影响。试验结束后,借助扫描电子显微镜、能谱仪和三维形貌仪对磨损区域进行形貌表征、能谱分析和磨损体积计算。试验结果表明:随着位移幅值的增加,磨损接触面积增大,磨损深度和磨损体积均增加,磨损加剧。当位移幅值较小时(D=20、30、40μm),磨屑不易排出接触面,多黏着在磨痕中心,磨损机制主要是黏着磨损;当位移幅值增加至80、120μm时,磨屑分布均匀,磨损机制向剥层磨损转变。随着磨损机制的转变,磨损率呈现先增加后降低的趋势,在D=80μm时,磨损率最大。通过更符合工程实际的高温高压水环境试验,对比了不同位移幅值下的传热管微动磨损性能,给出了磨损率随位移幅值变化的趋势,初步阐明了磨损机制,有利于核电装备的摩擦学性能提升,对核电厂690传热管的结构完整性评价有较好的指导作用。     

电厂抽汽供热改造工程节能环保及经济性分析

新时期,人类社会进入节能改造新时代,在能源危机面前,各行各业都在加大节能改造的力度,电厂抽汽供热改造需要科学、先进改造方案的支持,只有科学的改造方案才能打造出高水平的供热工程。本文结合某地区供热改造的具体情况,首先分析了电厂抽汽供热改造方案,然后分析了此方案的安全性,然后,结合具体的改造方案来分析了其环保性与经济性。     

国产和进口690TT合金传热管的均匀腐蚀性能对比

分析对比了国产和进口690TT合金传热管材料的显微组织,确认两者的显微组织差异不明显后,在模拟核电厂高温高压一回路水环境(300℃、10 MPa、1200mg/L B、2.2 mg/L Li)中分别测量了这两种管材试样在5μg/L和100 μg/L溶解氧(DO)条件下的开路电位和弱极化曲线,通过测试腐蚀过程中的电化学动...     

溶解氧和溶解氢对冷变形690 MA合金应力腐蚀开裂的影响规律

采用直流电压降（DCPD）裂纹长度在线测量技术研究了溶解氧（DO）和溶解氢（DH）对冷变形690 MA合金在360 ℃水环境中应力腐蚀（SCC）裂纹扩展速率（CGR）的影响规律,并结合高分辨微观表征技术观察了裂纹尖端形貌和腐蚀产物特征,解释了溶解气体对SCC的影响机理。结果表明,DH环境下的CGR约为DO环境下的2~4倍。TEM分析表明,冷变形690 MA合金在DH和DO环境中的裂纹尖端形貌相似,裂纹尖端前端均未发现显著的晶界氧化。DH环境下CGR与晶界孔洞密度有较好的对应关系,表明介质中的DH可促进裂纹尖端前端晶界碳化物附近孔洞的生成、降低晶界结合力,进而加速裂纹扩展。