压水堆一回路冷却剂环境中痕量锌的测定研究

建立用石墨炉原子吸收法测定压水堆一回路冷却剂环境中痕量锌的方法。研究了仪器的工作条件、空白的选择、锌溶液稳定性及硼酸、氢氧化锂的影响。本方法的回收率在96.7%~105.0%之间,2.0μg/L锌的相对标准偏差为3.7%,检出限为0.12μg/L。用本方法为某压水堆实验回路中进行了锌的测定,取得了满意的结果。     

压水堆一回路注锌条件下硅酸锌沉积的热力学分析

锌离子注入技术可有效减少压水堆一回路腐蚀和职业辐照剂量。但当燃料棒上发生过冷沸腾时，注入的锌离子具有与一回路冷却剂中的微量硅在燃料棒上形成硅酸锌沉积，导致燃料包壳温度升高及腐蚀加剧的风险。通过热力学方法计算锌注入条件下Zn₂SiO₄的溶解度，分析了Zn₂SiO₄的沉积风险。溶解度计算结果表明，锌离子注入量为40×10^-9，一回路冷却剂中含硅量限值为1×10^-6时，不形成Zn₂SiO₄沉淀；但当燃料棒表面锌和硅的浓缩倍率达到10倍时，就会有Zn₂SiO₄沉积的风险。     

注锌水化学对Zr-Sn-Nb合金腐蚀性能影响

采用高压釜腐蚀试验研究Zr-Sn-Nb合金在模拟压水堆一回路注锌水化学环境中的腐蚀行为,对Zr-Sn-Nb合金在无锌和加锌水化学环境中的腐蚀增重、氧化膜形貌等现象进行分析。结果表明:Zr-Sn-Nb合金在无锌和加锌水化学环境中腐蚀150 d时腐蚀增重曲线发生转折,加锌对Zr-Sn-Nb合金腐蚀增重量、腐蚀动力学规律、氧化膜形貌、氧化膜物相、氧化膜厚度、氢化物分布和吸氢浓度无明显影响。      

压水堆一回路卸压措施影响因素研究

研究压水堆一回路管道小小破口失水事故叠加辅助给水失效导致的高压堆芯熔化严重事故进程，对比验证不同严重事故缓解措施入口温度条件下一回路卸压缓解途径的充分性和有效性，并确认较佳的一回路冷却系统（RCS）降压途径。结果显示，以低于650℃的温度作为降压缓解措施入口条件，可及时恢复可能的堆芯冷却能力。一、二回路卸压效果分析表明，考虑了长期衰变热移出注水流量和堆芯过冷度要求，较佳的卸压配置为初期打开一列稳压器卸压阀，同时迅速恢复辅助给水并开启蒸汽发生器卸压阀。      

锌对镍基690合金均匀腐蚀影响的XPS分析

在不加锌和加锌浓度为50ppb的两种模拟压水堆一回路水质环境下,对镍基690合金的腐蚀行为进行了研究。经过腐蚀浸泡1 500h后,用X射线光电子能谱(XPS)对其表面氧化膜结构进行深度分析。结果表明,Zn对内层氧化膜内的NiCr₂O₄和FeCr₂O₄中的Ni和Fe起到了置换作用,形成了ZnCr₂O₄。     

不同pH值高锰酸钾对不锈钢腐蚀性能影响

采用重量法、扫描电子显微镜、动电位极化曲线法研究304L不锈钢在不同pH值高锰酸钾溶液中的腐蚀行为。304L不锈钢经过pH值为1.8的酸性高锰酸钾溶液(NP)氧化后表面腐蚀产物最多,pH值为6.5的高锰酸钾溶液(HP)氧化后表面腐蚀产物最少,pH值为12.5的碱性高锰酸钾溶液(AP)氧化后表面腐蚀产物居中。经过氧化步骤后,试样经过硝酸与抗坏血酸混合还原溶液清洗后都具有金属光泽,微观形貌区别不大。304L不锈钢在HP中的腐蚀电流密度最小,在NP和AP中的腐蚀电流密度大于HP。化学去污清洗工艺中高锰酸钾溶液对不锈钢的腐蚀性最弱,NP、AP对不锈钢基材的腐蚀性强于HP。     

MA956在超临界水环境中的腐蚀性能

研究MA956在550/600/650℃超临界水(SCW)中的腐蚀特性,采用扫描电镜(SEM)、X射线能谱仪(EDS)和X射线衍射仪(XRD)分析氧化膜的表面形貌、组织结构和元素分布。由MA956的腐蚀增重曲线可知,其在SCW中腐蚀1000 h后其重量基本不变,具有优良的抗腐蚀性能。MA956在SCW中形成的氧化膜分层不明显,为单层结构,氧化膜中富Al、贫Fe。当温度大于或等于600℃时,腐蚀1000 h试样表面分布着大量的Al2O3白色颗粒物,在650℃时白色颗粒物的平均尺寸达8μm。经预氧化的MA956抗腐蚀性能进一步提高,1000 h后在其表面依然光滑平整,并未出现点蚀坑。     

几种去污工艺对压水堆一回路模拟氧化物的溶解及腐蚀研究

为了获得较高的去污系数以及对被去污件较低的腐蚀程度,需要选择相对适宜的去污工艺。本研究工作选取不锈钢1Cr18Ni9Ti和Inconel 690合金,通过高压釜制备模拟氧化物试片,采用不同去污工艺,进行试片表面模拟氧化物的溶解及腐蚀试验。结果表明:酸性高锰酸钾溶液对于压水堆模拟氧化物的预氧化处理效果好于碱性高锰酸钾溶液;两种模拟氧化物试片经过四种不同去污工艺处理后,通过对去污后试片的宏观及微观观察,几种去污工艺均未对试片结构造成破坏;NP-CITROX是一种比较理想的去污工艺。     

注锌对316不锈钢应力腐蚀裂纹扩展速率的影响

通过使用直流电压降法测量316不锈钢在高温水中的应力腐蚀速率,研究了10、20、40μg/kg乙酸锌对316不锈钢应力腐蚀的影响。实验结果显示,回路内注入10μg/kg乙酸锌时316不锈钢的裂纹扩展速率比加氢时的裂纹扩展速率低5倍,而加入20、40μg/kg乙酸锌后316的裂纹扩展速率上升。     

压水堆一回路颗粒性腐蚀产物沉积机理的实验研究

一回路腐蚀产物在传热管内表面的沉积对压水堆核电厂安全运行和放射性产物屏蔽有非常不利的影响。为研究一回路腐蚀产物在传热管中的沉积机理,搭建了一回路腐蚀产物沉积机理研究实验系统。实验研究了颗粒性腐蚀产物Fe_3O_4在传热管内的沉积分布,并对比分析了不同弯管半径、pH值和粒径对颗粒沉积的影响。实验得到了颗粒状腐蚀产物在管内分布的规律,给出了最大沉积量所对应的pH值和粒径范围,可为压水堆化学控制提供参考。     

固溶态控氮不锈钢在高温水中的应力腐蚀破裂

采用高温电化学测控和慢应变拉伸实验方法,研究了304NG超低碳控氮不锈钢（固溶态）在250℃高温水中的应力腐蚀破裂（SCC）与电极电位和水中Cl^-浓度的关系,并与316LN控氮不锈钢对比：结果表明,在不同环境下两种不锈钢的SCC敏感性随电极电位的升高而升高,并且存在一个临界电位Ec,当电位高于该Ec时,才发生SCC。该临界电位Ec随水中Cl^-浓度升高而下降,即发生SCC的环境范围扩大。304NG钢在含5mg／L Cl^-的250℃高温水中的Ec处于0～＋200mV标准氢电极（SHE）之间,更高时发生穿晶型SCC,表明该Cl^-浓度下只有在高氧（高电位）环境中才能发生SCC。当Cl^-浓度升高到50mg／L时,Ec降到-700mV（SHE）以下,表明该浓度下即使完好除氧（低电位）也可能发生SCC。316LN的SCC抗力高于304NG,其在含5mg／L Cl^-的高温水中的Ec位于＋300～＋400mV（SHE）之间,主要是穿晶型SCC。     

一回路注锌对腐蚀产物的影响分析

目前的压水堆中多采用注锌技术来降低一回路腐蚀产物的源项,然而关于注锌对腐蚀产物影响的理论机理以及计算分析研究较为欠缺。基于此,本文从理论机理、程序开发、数值计算分析和实验验证的角度论证分析注锌对一回路腐蚀产物以及源项的影响。理论计算表明：注锌能明显降低基体金属中镍和钴的溶解;随着运行时间的增加,注锌对一回路冷却剂中的⁵⁸Co和⁶⁰Co呈现出抑制作用;注锌实验结果与理论计算分析的比值在0.5～2.0范围内,符合情况良好。本研究能为核电厂合理地采取注锌技术提供理论支撑。     

国产316LN不锈钢在模拟AP1000一回路水环境中的疲劳行为

一回路水环境下的疲劳性能是核电站主管道设计寿命评估的重要参数。针对国产主管道材料316LN开展了模拟AP1000一回路水环境的低周疲劳试验,分析了疲劳行为和失效机理。研究结果表明:国产316LN峰值应力随应变幅的增大而增大,大应变幅试样在疲劳过程中先后发生了循环硬化、循环软化和失稳,而小应变幅试样在失稳前未发生明显的循环硬化和循环软化;在应变幅由0.2%逐渐增加至1.2%的过程中,疲劳周次从105逐渐降低至102;疲劳断口具有典型的疲劳断口特征,裂纹萌生于试样表面,以穿晶方式垂直于主应力方向扩展,裂纹扩展区具有典型的疲劳辉纹,辉纹上有菱形颗粒状腐蚀产物,环境辅助开裂机制倾向于氢致开裂。     

不溶性粒状腐蚀产物在压水堆堆芯内沉积的数值模拟

在反应堆运行时,由于燃料棒、堆内构件等部件会受到高压过冷态的冷却剂的腐蚀冲刷的影响,会产生许多不溶性腐蚀产物。利用FLUENT软件模拟不溶性粒状腐蚀产物在堆芯燃料棒流域里沉积分布。对液相采用标准k-ε模型预测通道内流场与近壁面区域的湍流变化,对腐蚀产物颗粒物采用DPM模型(离散相模型)来跟踪颗粒的运动轨迹。研究发现:在堆芯流域腐蚀产物颗粒在对称面附近形成高浓度区域,在入口段腐蚀产物颗粒浓度比出口段高。在包壳入口段表面呈大面积附着沉积,这会改变堆芯中子通量分布和包壳材料的热导率,引起堆芯轴向功率偏移;而在包壳出口段表面呈点状沉积,这会导致包壳出现点蚀现象。点蚀区域会引起传热恶化,破坏包壳完整性。针对腐蚀产物颗粒沉积规律和堆内组件的腐蚀特点,提出定时定点、针对局部强化清理等缓解措施。     

压水堆核电站一回路工况变化对主泵主要机械性能的影响

论述了大亚湾和岭澳1000MW压水堆核电站反应堆冷却剂回路(一回路)主要瞬态工况对反应堆冷却剂泵的主要机械性能参数的影响,为避免主泵受瞬态干扰,以及通过改变系统参数调整来改善主泵机械参数提供了理论依据。