316L奥氏体不锈钢在高温水中的应力腐蚀

为了得到裂纹尖端应力强度因子(K)、塑性变形量及水化学对316L奥氏体不锈钢在核电厂高温高压水中应力腐蚀开裂(SCC)的影响规律,采用dK/dt和dK/da两种不同的降K方式,在含氧与含氢高温水中,研究了冷变形316L不锈钢应力腐蚀裂纹扩展速率(CGR)与K值的关系。结果表明:在高变形量和苛刻的腐蚀环境条件下,316L不锈钢的应力腐蚀CGR对K值的依赖性降低;同时,降K加载过程得到的CGR比恒K加载时的低。     

304L不锈钢在高温高压水中的腐蚀疲劳裂纹扩展行为

基于直流电压降方法(direct current potential drop,DCPD)测量得到了304L不锈钢在325℃空气和含氧超纯水中的疲劳裂纹扩展速率;采用FORD-ANDRESEN模型、Bechtel Bettis模型和PSI模型进行结果分析比较;用扫描电镜观察了断口形貌。结果表明:低频低载荷下,腐蚀对疲劳的加速作用高达1 000倍,高频高载荷下则只有1.5倍;FORD-ANDRESEN模型对于解释腐蚀疲劳机理和预测腐蚀疲劳裂纹扩展速率更加合理与准确,Bechtel Bettis模型和PSI模型可以对试验结果进行比较,但无法给出各种因素对裂纹扩展的影响;疲劳断口形貌观察到明显的疲劳辉纹,疲劳破坏形式为穿晶断裂。     

堆外探测器空间响应函数计算方法研究

通过堆外探测器空间响应函数与反应堆功率分布的内积可得到探测器电流。因此,获得堆外探测器的空间响应函数对堆外探测器电流信号的刻度和修正具有重要意义。本文利用二维输运计算程序DORT和基于ENDF/B-Ⅶ.1制作的多群数据库MATXS-47,采用求解共轭中子输运方程的方法对压水堆核电厂Indian Point 2的堆外探测器径向空间响应函数进行了计算,计算结果与文献值吻合,表明本文所采用的响应函数计算方法是正确的。     

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。     

核电厂板式热交换器的泄漏原因

采用冲刷腐蚀试验研究了某核电厂SEM板式热交换器的泄漏原因。结果表明:穿孔泄漏的直接原因是海水中泥沙含量大;泥沙等在流道内沉积,造成流道变窄,使得流速增大是穿孔泄漏的根本原因。     

焊接残余应力对316LN不锈钢应力腐蚀裂纹扩展速率的影响

核电站不锈钢管道焊接过程中引入的残余应力对焊接接头的应力腐蚀开裂性能有较大影响。本文针对一AP1000主管道316LN不锈钢焊接模拟件进行残余应力分析和应力腐蚀裂纹扩展速率测量,得到了焊后原始状态和去应力热处理状态的焊接热影响区材料在高温高压水中的应力腐蚀裂纹扩展速率。实验结果表明,焊接残余应力明显提高了热影响区的应力腐蚀裂纹扩展速率,且在含氢的压水堆一回路正常水化学下焊接残余应力的影响更加显著。     

溶解氧和温度对06Cr17Ni12Mo2Ti不锈钢在超临界水中应力腐蚀的影响

通过慢应变速率拉伸试验,在超临界水环境中研究了溶解氧和温度对06Cr17Ni12Mo2Ti不锈钢的应力腐蚀开裂倾向的影响规律.试验结果表明:在含不同溶解氧量(0/200/2000μg·kg-1)的450℃和550℃超临界水环境中,不锈钢都呈现出不同程度的应力腐蚀开裂倾向.随着水中溶解氧含量的增加,不锈钢的应力腐蚀开裂倾向更为明显.随着温度的上升,应力腐蚀开裂倾向反而会下降.在含不同溶解氧量(0/200/2000μg·kg-1)的650℃超临界水环境中,不锈钢只发生塑性断裂,未发现应力腐蚀开裂倾向,并且溶解氧对其影响也不是很明显.      

基于直流电压降法的传热管疲劳裂纹扩展速率测量

介绍了基于直流电压降法测量蒸汽发生器传热管690合金轴向疲劳裂纹扩展速率的销加载拉伸方法.该方法与其他方法相比较,可以直接采用原始管状材料,在线连续测量管状试样在不同应力强度因子下的疲劳裂纹扩展.通过对标准紧凑拉伸试样的类比分析,建立传热管试样的销加载拉伸模型,并对该模型进行电学和力学有限元模拟分析,确定直流电压降数据采集方法.验证试验采用核电蒸汽发生器用690合金传热管,分别研究了室温和高温325℃空气中载荷和温度对材料疲劳裂纹扩展速率的影响,试验结果采用Paris-Erdogan公式进行拟合,吻合度较好.扫描电镜下观察端口形貌,疲劳裂纹的扩展为穿晶形式,在穿晶断口上观察到明显的疲劳辉纹和微塑性区.      

304NG在超临界水中腐蚀后氧化膜分析

研究了奥氏体不锈钢304NG(以下简称304NG)在压力为25 MPa,温度分别为500、550、600、650℃超临界水中的腐蚀行为,通过扫描电镜-电子能谱(SEM-EDX)、X射线衍射(XRD)对304NG试样氧化膜微观组织的研究表明:304NG在超临界水中腐蚀后,表面氧化膜由岛状和非岛状2种不同形貌的腐蚀相组成.其中,含岛状腐蚀相的氧化膜具有双层结构,外层为Fe3O4相,内层为Fe3O4和FeCr2O4相;不含岛状腐蚀相的氧化膜为单层结构,氧化膜中含有Fe3O4和FeCr2O4相.同时,304NG在超临界水中氧化膜存在脱落现象,氧化膜脱落程度随温度升高而加剧.     

反应堆压力容器辐照监督

介绍了秦山第二核电厂600 MW压水堆机组的辐照监督计划,对监督、试验、评价方法以及超前因子偏大的原因进行了分析讨论.根据辐照监督数据评价了秦山第二核电厂反应堆压力容器辐照脆化效应.