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。     

低浓去污预氧化过程中因科镍690合金我因科镍600合金的电化学 …

介绍了低浓去污预氧化过程中两种蒸汽发生器材料因科镍６９０合金及因科镍６００合金（下面简称６９０合金及６００合金）在不同邓氧化剂中脱膜效果（以铬的释放曲线表征）实验、腐蚀电位迁移测试和极化曲线测试。结果表明,６００合金在碱性高锰酸钾（ＡＰ）中的脱膜效果好于酸性高锰酸钾（ＮＰ）中,而６９０合金则在（ＮＰ）中的脱膜效果好于ＡＰ中。并且在ＮＰ中,随着硝酸浓度的增加,６００合金的腐蚀电位向正方向移动,６９０     

低浓度硼对锆合金缓蚀作用研究

采用动电位极化和电化学阻抗谱法（EIS）研究了核电厂包壳材料锆合金在3种pH值相同的正常硼锂水质中的高温电化学腐蚀行为;采用高压釜腐蚀增重和微观分析等手段研究了锆合金在2种锂浓缩水质中的均匀腐蚀行为。高温电化学腐蚀试验表明:在3种pH值相同的正常硼锂水质中,随着硼浓度的增加, 锆合金的钝化电流密度减少而交流阻抗值增大,硼对减缓锆合金的腐蚀有利。均匀腐蚀试验表明:相对于无硼的锂浓缩水质而言,加硼显著降低了锆合金的腐蚀增重量,减少了氧化膜厚度,并使氧化膜更为致密,对提高锆合金的耐锂浓缩加速腐蚀有明显作用。      

热处理工艺对冷旋U-6.5Nb合金电化学腐蚀行为的影响

采用冷旋方法制备了管状U-6.5Nb合金零件,分别在400、600和700℃下对合金零件进行1h退火处理,考察了不同状态的U-6.5Nb合金在含50μg/gCl-的氯化钾水溶液中的电化学腐蚀行为,采用扫描电镜表征了腐蚀前后的形貌特征。结果表明：所有状态的合金均未发生钝化,冷旋态和700℃退火态合金为单相组织,具有较高的腐蚀电位和较小的腐蚀电流,400℃退火和600℃退火态合金为双相组织,具有较低的腐蚀电位和较大的腐蚀电流。单相合金比双相合金具有更好的抗腐蚀能力,但更易发生点蚀。双相合金表面Nb成分不均是其抗腐蚀性不佳的主要原因。     

铀表面脉冲偏压MSIP铝镀层的电化学腐蚀行为

采用脉冲偏压磁控溅射离子镀（MSIP）技术在贫铀表面制备铝镀层,利用电化学测试技术、扫描电镜（SEM）及X射线能谱（EDS）对铝镀层在50μg/gCl－水溶液中的电化学腐蚀行为进行研究。结果表明：铝镀层的腐蚀电位－534.8mV高于贫铀的腐蚀电位－641.2mV,它对贫铀是一种阴极性镀层;镀铝贫铀样品的极化电阻和电化学阻抗幅值远大于贫铀,腐蚀电流远小于贫铀,铝镀层对贫铀基体具有良好的防腐蚀性能;镀铝贫铀样品的腐蚀特征为局部腐蚀,并出现镀层破裂、剥落,抗腐蚀性能变差;铝/铀界面伪扩散层具有一定的抗腐蚀能力。     

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。      

O钝化对铀铌合金电化学腐蚀行为的影响

采用电化学方法研究了铀铌合金经CO（0.3MPa)钝化前后的电化学耐蚀性能,并用X射线光电子能谱（XPS）分析了铀铌合金经CO钝化后表面层的组成。研究结果表明：铀铌合金经CO钝化后表面生成了致密的钝化膜,这层钝化膜增大了腐蚀过程的阳极阻力,提高了铀铌合金的电化学耐蚀性能。     

321-52M-690异种金属焊接接头的应力腐蚀开裂行为研究

采用慢应变速率拉伸(SSRT)和高温电化学相结合的方法,研究了外加电位对321-52M-690异种金属焊接接头在含Cl-高温高压水中应力腐蚀开裂(SCC)倾向的影响规律。结果表明,在300℃、50ppm Cl-环境下,焊接接头的SCC敏感性随电极电位(-700~+100mV)的升高而增大,且存在一个介于0~+50mV(vs.SHE)之间的临界电位Ecrit。当电极电位低于Ecrit时,焊接接头的SCC敏感性较小,SCC敏感性指数ISSRT基本在40%左右,断裂形式为外力主导的塑性开裂;当电极电位高于Ecrit时,ISSRT急剧增加至70%以上,断裂形式为腐蚀主导的脆性开裂。试样断裂位置均位于硬度最低的321母材处,表明在321/690异种金属焊接接头中321母材对SCC最为敏感,故进一步探讨了321不锈钢的应力腐蚀开裂行为和机理。     

ZIRLO合金和Zr-4合金在LiOH水溶液中耐腐蚀性能的研究

比较了ZIRLO合金和Zr-4合金两种样品在350℃、16．8MPa、0．04MLiOH水溶液中的耐腐蚀性能，发现Zr4合金样品在腐蚀转折之前的腐蚀增重比ZIRLO合金稍低，这时两种样品的氧化膜相对完整而致密。用二次离子质谱仪(SIMS)测量Li^ 在两种合金样品氧化膜剖面中的分布，发现Li^ 进入Zr-4合金氧化膜的深度比ZIRLO合金浅，但浓度比较高。而腐蚀至68天在Zr—4合金样品腐蚀发生转折后，其腐蚀增重远高于ZIRLO合金，这是因为此时Zr-4合金样品氧化膜因疏松而失去保护作用，而ZIRLO合金样品腐蚀至82天氧化膜仍致密而完整。ZIRLO合金中细小的βNb和Zr—Fe—Nb第二相粒子可能对保持氧化膜的完整性有重要作用。     

核蒸汽发生器用含Ti缓蚀添加剂高压釜暴露实验及表面分析

近来的研究表明，TiO2缓蚀添加剂能有效减缓蒸汽发生器传热管的应力腐蚀开裂(SCC)和晶间腐蚀(IGA)等局部腐蚀：本工作以不锈钢为试验材料，对含Ti缓蚀添加剂在高温浓碱环境中缓解应力腐蚀开裂的能力进行了初步的研究．高压釜暴露实验表明，在288℃、50％NaOH溶液中浸泡一周，含Ti缓蚀添加剂表现出较好的缓蚀效果。其中，锐钛矿、金红石型TiO2的作用要好于钛酸丁酯；但在相同环境下长时间(两周以上)浸泡，其抑制应力腐蚀开裂的能力并不显著，用扫描电镜(SEM)、X射线衍射(XRD)、X射线光电子能谱(XPS)等手段进行进一步的表面分析，研究了腐蚀产物形貌及结构，并探讨了合金在碱性环境中的去台金化趋势XPS纵深图谱表明锐钛矿型TiO2能明显抑制合金的去合金化趋势．防止裂纹沿贫Cr的晶界发展，从而起到缓解腐蚀的作用。     

Incone1600合金在高浓度NaCl溶液中的瘸蚀疲劳性能研究

在恒电位控制下,对固溶处理的以及敏化处理的In(?)660合金在高浓度NaCl溶液中的室温腐蚀疲劳性能进行了较系统的研究。结果表明,这种材料的腐蚀疲劳裂纹(?)由形变带的优先腐蚀溶解而产生的;敏化处理对Inconel600合金在室温4NNaCl溶液中的腐蚀疲劳性能具有有(?)影响;微量硫代硫酸钠或连四硫酸钠对Inconel600合金在室温高浓度NaCl溶液中的腐蚀疲劳过程具有抑(?)作用,这种作用可能是由于均匀腐蚀倾向增大及溶解速度增加,初始微裂纹被钝化或溶解(?)裂纹成核(?)难而产生的。     

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。     

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。     

新锆合金碘致应力腐蚀断口研究

利用扫描电镜和EDXA对新锆合金碘致应力腐蚀的断口进行了形貌观察和成分分析。在断口表面发现腐蚀产物、二次裂纹、沿晶开裂和穿晶准解理开裂等应力腐蚀断裂特征,并观察到锆合金碘致应力腐蚀的“沟槽”特征。起裂区为沿晶开裂,在裂纹扩展阶段,开裂以穿晶为主。断口上腐蚀产物的成分主要是氧和锆,局部准解理开裂区域可检测到碘。去应力退火试样上发现了平行轧面的深沟,且沿晶开裂不明显。试验温度升高,断口上的腐蚀产物增多,而且沿晶开裂更容易。碘分压不仅影响腐蚀产物层的厚度,而且碘分压较高时沿晶开裂容易发生。     

高温堆非纯氦气中预氧化对3种高温合金的腐蚀行为影响研究

高温气冷堆（简称高温堆）中,由于一回路冷却剂氦气中含有微量（ppm级）不纯杂质,其在高温环境中会对高温堆合金材料造成腐蚀,影响设备的性能。Inconel 617、Hastelloy X、Incoloy 800H是3种高温堆中间换热器及蒸汽发生器设备候选材料。研究表明,镍铬合金在高温下表面生成的富铬氧化层是防止合金在高温下发生严重腐蚀的重要因素。本文对3种合金在高温含杂质氦气中的腐蚀行为进行研究,探究预氧化对3种合金腐蚀行为的影响。并通过称重、扫描电镜、X射线能谱、电子探针显微分析仪以及碳硫分析仪对腐蚀结果进行分析。结果表明,3种合金均出现了不同的氧化和渗碳现象,预氧化对Hastelloy X合金抗腐蚀能力的提升不明显,对Inconel 617合金的抗氧化和渗碳能力有一定提升,对Incoloy 800H合金的抗渗碳腐蚀能力有一定提升。     

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。     

镍基合金825在超临界水中的腐蚀性能研究

研究了镍基合金825在550 ℃/25 MPa、600 ℃/25 MPa和650 ℃/25 MPa超临界水（SCW）中的应力腐蚀开裂敏感性,以及在超临界650 ℃/25 MPa、次临界290 ℃/15.2 MPa水中的均匀腐蚀性能。通过慢应变速率拉伸实验得到了相应的应力-应变曲线,结果表明,随温度的升高,825的机械强度和塑性逐渐下降;实验后试样的SEM图像表明,825在3种工况下的应力腐蚀开裂倾向大小关系为600 ℃＞550 ℃＞650 ℃。825在SCW条件下的腐蚀实验表明,其腐蚀增重大致符合幂函数生长规律;而其在次临界条件下的腐蚀增重变化却呈现出先减后增的特征。     

316NG焊接接头在含氯离子的高温高压水中应力腐蚀开裂研究

通过慢应变速率拉伸(SSRT)试验和高温电化学相结合的方法,研究外加电位对奥氏体不锈钢316NG焊接接头在含氯离子的高温高压水中应力腐蚀开裂(SCC)倾向的影响。试验结果表明:退火态316NG焊接接头SCC敏感性随外加电极电位升高而增大,且存在一个介于+50~+100 mV[相对标准氢电极(vs.SHE)]之间的SCC临界电位;低于该电位时,SCC敏感性较小,无明显沿晶开裂,仅断口边缘处存在少量穿晶开裂,随电极电位变化不明显;高于该临界电位时,SCC敏感性急剧增加,并出现明显的沿晶开裂。此外,高温Ar和腐蚀性低(电极电位≤50 mV)的环境中,焊接接头的断裂为力学主导的塑形开裂,其与焊接接头的硬度分布密切相关,硬度越低,越容易断裂;强腐蚀性(电极电位50 mV)环境中,焊接接头的断裂为腐蚀主导的脆性开裂;显然,焊缝及热影响区的SCC敏感性高于母材。     

核电厂水化学的现状

随着核电厂运行经验的积累，找到了减缓现有电站腐蚀的途径。有希望在材料和设计改进后解决将来反应堆的腐蚀问题。化学处理方法的进步解决了许多压水堆（ＰＷＲ）的早期问题（凹痕、点蚀），抑制了如二回路碳钢冲蚀那样的其它现象。对于其它一些问题如ＰＷＲ一次侧的腐蚀开裂，化学是不成功的、对于支撑板处管子的应力腐蚀破裂（ＳＣＣ）或晶间腐蚀（ＩＧＡ）有一定的减缓效果。在经验的基础上，提出了几种最佳化学的建议。     

SCWR用镍基合金综述

在超临界水冷堆（SCWR）的设计中,运行温度、压力、燃耗和辐照损伤都非常高。本文结合堆内材料的运行环境,综合论述了对SCWR系统材料（燃料包壳材料和堆芯零部件结构）拟采用的Ni合金的理解,包括力学性能、腐蚀性能、应力腐蚀性能和辐照特征,并描述了可能的水化学技术,讨论了已有Ni合金的改性研究。基于现有的研究数据和分析,以及关于辐照下材料行为的可得信息表明,Ni合金具有较好的力学稳定性和抗氧化性能,但容易发生应力腐蚀开裂,受到中子辐照时会发生辐照脆化、肿胀和相的不稳定性,可用于辐照较少的部位;在辐照高的部位使用,尚需要开展更多的研究以评价其适应性。