304奥氏体不锈钢在不同浓度硝酸中的电化学行为

采用动电位极化曲线测量、开路电位测量等技术,研究了304奥氏体不锈钢在不同浓度硝酸溶液中的电化学腐蚀行为,并对304奥氏体不锈钢在硝酸溶液中的电化学反应历程进行了探讨。结果表明：304奥氏体不锈钢在硝酸溶液中具备不锈钢典型的极化曲线特征,有多个钝化区和过钝化区;硝酸浓度升高促进不锈钢表面钝化膜的生成,使开路电位向正电位方向移动,降低了硝酸溶液对不锈钢的腐蚀倾向,同时,随着硝酸浓度的升高,不锈钢的点蚀电位升高,提高了不锈钢耐点蚀能力;在硝酸溶液中,不锈钢的腐蚀速率同时受到酸度和硝酸根浓度的影响,二者相互矛盾,导致硝酸浓度对腐蚀速率的影响呈不规律性。结果表明,在0.5 mol/L硝酸中,不锈钢的腐蚀速率最高。     

17-4PH不锈钢长期时效对电化学腐蚀行为的影响

采用恒电位阳极极化法研究了17-4PH不锈钢经长期时效后试样分别在(0.5 mol/LH2SO4+1%NaCI)溶液和1%NaCI溶液中的腐蚀行为.结果表明:17-4PH不锈钢经时效处理后点蚀电位负移,钝化膜保护性下降,材料耐蚀性能降低.17.-4PH不锈钢在含有C1-的H2SO4溶液中能发生钝化,并有较宽的钝化区域,而在1%NaCI溶液中不能形成钝化膜,Cl-对试样有严重的点蚀现象.阳极极化曲线显示,17-4PH不锈钢随着时效时间的延长耐蚀性降低,主要是由于时效处理使第二相沿晶界析出、材料组织发生改变所致.     

高耐蚀Ti-5％Ta-1．8％Nb合金在燃料后处理中的应用

普通低碳奥氏体不锈钢在硝酸介质中具有好的抗蚀能力。然而，在有氧化性离子中．如在六价的铬、四价的铁和六价的钚存在的沸腾硝酸中，普通低碳奥氏体不锈钢对晶问腐蚀敏感。本文对作为核燃料后处理用候选材料的Ti-5％Ta-1．8％Nb合金性能进行了评价。试验结果表明，Ti-5％Ta-1．8％Nb合金比普通低碳不锈钢和硝酸级不锈钢具有更好的耐蚀性。这种新合金可制成容器制造所需的各种形式的棒状、板材、线材，且具有良好的可焊性.     

超级奥氏体不锈钢UNS08367的焊接性能

近年来,超级奥氏体不锈钢凭借其优异的耐C L-腐蚀性能被广泛应用。文章通过对UNS08367全焊缝金属的拉伸试验以及对焊缝及热影响区的冲击试验,分析焊接对UNS08367力学性能的影响;通过对U NS08367焊缝及热影响区焊态以及固熔处理态耐点蚀和耐缝隙腐蚀试验,分析焊接对UNS08367耐腐蚀性能的影响。     

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。     

316NG和321不锈钢在模拟海洋大气氛围中的电化学点蚀性能研究

利用电化学极化曲线和临界点蚀温度测量方法,对比研究316NG和321不锈钢在3.5%的Na Cl溶液中的抗点腐蚀性能。实验结果表明:所有测试温度下(室温、40℃、60℃、80℃)316NG的点蚀击穿电位(Eb)均显著高于321不锈钢;随着温度升高,316NG和321不锈钢的Eb显著下降,抗点蚀性能变差;3.5%Na Cl溶液中316NG和321不锈钢的临界点蚀温度(CPT)分别为20.1℃和3.9℃。从电化学角度看,在模拟海洋环境下,316NG的抗点蚀性能显著优于321不锈钢。扫描电镜下在321不锈钢的点蚀坑中观察到Ti N或Ti C颗粒存在,致使抗点蚀性能降低。     

氧化还原法去污对核电站上充泵安全影响的试验研究

研究化学法去污过程中对核电站上充泵腐蚀量的影响。以马氏体不锈钢和奥氏体不锈钢为研究对象,分别进行氧化过程和还原过程中溶液浓度、反应温度、时间对腐蚀量的影响试验;之后进行了氧化还原全过程对两种不锈钢材料的腐蚀量影响试验;最后,对某核电站上充泵进行了实操去污工作。试验结果表明:在超声作用下,使用0.25%高锰酸钾+0.25%氢氧化钠混合溶液作为氧化剂、70 ℃反应4 h,然后再使用0.25%草酸+0.25%柠檬酸混合溶液作为还原剂、70 ℃反应2 h,马氏体不锈钢和奥氏体不锈钢样品表面主要为均匀腐蚀,平均腐蚀量小于1.5 g/m²,腐蚀量满足相关标准要求,同时可有效去除上充泵表面的放射性物质。该配方和工艺流程可推广应用于核电站上充泵的去污工作。     

核电双相不锈钢S32101焊接工艺研究

双相不锈钢的金相组织是铁素体与奥氏体,具有碳钢和奥氏体不锈钢的综合性能,尤其是耐海水腐蚀性能优越,且采用Mn、N代镍,降低造价。由于不良的热成形性能,双相不锈钢在以往核电建设方面仅用于仪表小管。在AP1000核电中,S32101双相不锈钢大量用于结构模块,主要性能是结构强度(常温与高温)和耐腐蚀性。结构模块制造、安装过程中的焊接工艺是保证模块整体性能的特殊工艺。双相不锈钢S32101的焊条电弧焊,需要掌握不同焊接线能量对的熔敷金属性能的影响,得出最佳的焊接工艺规范。     

国产304NG控氮不锈钢应用性能研究

通过向奥氏体不锈钢中加入适量的氮和降低碳含量,可以提高钢的强度,改善钢的耐腐蚀性能,而基本上不影响钢的塑性和韧性.本文对核工程用304NG控氮不锈钢的应用性能进行了研究,包括材料的基本特性和应力腐蚀、均匀腐蚀等性能.结果表明,国产304NG控氮不锈钢的综合性能满足核工程需求,与国外同类产品处于同一水平.     

臭氧预处理方法在不锈钢去污过程中的应用

针对放射性污染的不锈钢钝化层难以去污的特点,首先模拟不锈钢钝化行为,然后利用臭氧的氧化性改变不锈钢钝化层结构,使放射性核素易于去除,从而提高去污效率。实验结果表明,304不锈钢在4mol/L硝酸钝化液中浸泡6h,可得平均厚度26μm的钝化层;利用7.47mg/L的臭氧水,对钝化后的不锈钢污染样片进行氧化120min,可使钝化膜消失;钝化的不锈钢模拟污染样片去污因子随着臭氧水浓度和氧化时间升高而升高,但超过一定时间会到达去污平台,去污因子不再上升。臭氧水的氧化作用可使去污剂的去污因子提高约7.7倍。     

超临界二氧化碳环境中600合金和304不锈钢的均匀腐蚀行为研究

为遴选可用于超临界二氧化碳核反应堆的结构材料,通过实验研究了应用于传统核反应堆中的两种合金（600合金和304不锈钢）在650℃、20 MPa的超临界二氧化碳环境中的均匀腐蚀行为,运用增重法评价了材料的腐蚀动力学规律,采用扫描电镜、能谱仪和Ｘ射线衍射仪分析了氧化膜形貌、结构和化学成分。结果表明,两种材料的腐蚀增重均服从抛物线生长规律,其中600合金的耐腐蚀性能优于304不锈钢;腐蚀500 h后,600合金表面氧化物厚度约为5 μm,主要成分为NiCr₂O₄,结构致密,具有保护性,其氧化膜及基体中均未发现明显渗碳行为;腐蚀500 h后,304不锈钢表面氧化膜可达约45 μm,为双层结构,外层为Fe₃O₄,内层为NiFeCrO₄,结构疏松,发生显著渗碳现象。本研究揭示了上述材料在超临界二氧化碳中的腐蚀机理,为超临界二氧化碳核反应堆结构材料的选择提供了数据支持。      

FeCrAl铁素体不锈钢在压水堆水化学偏离工况下的应力腐蚀行为

采用慢应变速率拉伸（SSRT）试验方法,研究了FeCrAl铁素体不锈钢在偏离压水堆正常工况下的应力腐蚀行为。结果表明,在含有微量Cu²⁺与Cl^-的高温水介质中,应变速率为2×10^-7s^-1时,FeCrAl铁素体不锈钢将发生显著的应力腐蚀开裂;其在含Cu²⁺和Cl^-的高温水介质中的应力腐蚀开裂主要由点蚀导致。     

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。     

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。     

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。     

304奥氏体不锈钢在硝酸溶液体系中的电化学腐蚀行为

采用极化曲线测量法对304不锈钢在硝酸溶液体系中的电化学耐蚀性能进行了测试,分别研究了在硝酸溶液中添加硝酸盐、草酸、乙酸、柠檬酸等成分对304不锈钢电化学腐蚀行为的影响。结果表明,在硝酸溶液中,硝酸盐的加入能够抑制不锈钢的电化学腐蚀,而草酸能够显著增强溶液对不锈钢的电化学腐蚀能力,在硝酸和草酸溶液体系中加入1g/L柠檬酸后,自腐蚀电流由6.02μA/cm~2上升到22.8μA/cm~2,对电流腐蚀有较明显的促进作用。     

中国实验快堆奥氏体不锈钢焊接件与钠蒸气的相容性

在400℃高温钠蒸气介质中,对俄罗斯进口的08X16H11M3奥氏体不锈钢中间热交换器与国产304奥氏体不锈钢支撑的焊接件进行了3000h的相容性模拟试验研究。结果表明：在本试验条件下,焊接试样的腐蚀速率很低,其等级为完全耐蚀;与钠蒸气接触的试样焊接区及热影响区表面均未观察到晶间腐蚀;在试验后试样的焊接区和热影响区表面,所有试样均未观察到Na的渗入;在国产304不锈钢热影响区的个别表面位置虽有1～2μm深的晶界小喇叭口出现,但其成分未出现异常;在试验过程中,国产304不锈钢表面出现明显的组分元素溶解扩散,但对材料基体的组织及力学性能未产生明显影响,试验后试样的抗拉强度、屈服强度和延伸率与试验前相比无明显差别,断口形貌与试验前一样仍呈韧性断裂特征。     

Characterization of the stress corrosion cracking behavior of thermally sensitized 20Cr-25Ni stainless steel in a simulated cooling pond environment

Niobium stabilized 20Cr-25Ni stainless steel is used for nuclear fuel cladding in the UK's fleet of advanced gas cooled reactors (AGRs). The cladding can have chromium-depleted grain boundaries as a consequence of irradiation in a reactor core, rendering a small proportion of cladding susceptible to intergranular stress corrosion cracking in cooling pond waters after removal from the reactor. In this work, thermal sensitization was used to simulate chromium depletion and the sensitized material was assessed for its susceptibility to pitting corrosion and stress corrosion cracking using slow strain rate testing (SSRT). Elevated chloride concentrations were used to accelerate corrosion initiation and propagation. In 10 ppm chloride and 80 °C, the pitting potential was at potentials between +375 mV and +400 mV (SCE). SSRT appeared to lower the pitting potential, with intergranular corrosion and intergranular stress corrosion cracks observed to nucleate at potentials of +200 mV (SCE).     

Effect of Endgrain Attack on Corrosion of 18Cr-10Ni Austenitic Stainless Steel in Simulated Dissolver Liquor

The exposed endgrain of austenitic stainless steels displays significantly inferior corrosion resistance toward the rolling direction in nitric acid solutions. Endgrain attack is often accompanied by preferential localised corrosion which produces features similar to pitting corrosion. From the viewpoint of average corrosion rate and penetration depth the effect of endgrain attack on the corrosion of 18Cr-10Ni austenitic stainless was investigated in simulated dissolver liquor under non-boiling conditions. The average corrosion rate of coupons was evaluated as a function of endgrain ratio to total surface area. In addition the effect of orientation with respect to the rolling direction was measured directly by observing the dimensional change of holes drilled into coupons. It was found that the proportion of exposed endgrain affected the coupon corrosion rate. From the hole growth measurements it was found that the average corrosion rate in the rolling direction was 2.3 mm/yr approximately 1.5 times higher than that of the vertical one on the surface. From sections the maximum extent of pitting penetration into the endgrain was estimated to be approximately 8.8 mm/yr.