PWR一回路水质中800合金的腐蚀研究

用320℃含600 mg/kg硼和2 mg/kg锂的高氧含量水溶液模拟PWR一回路水质,研究了800合金在一回路水中的腐蚀特性。结果表明,800合金试样在被侵蚀1500 h之后,表面生成一层很薄的氧化膜,去除氧化膜后,计算出其均匀腐蚀速率为4.03×10?4 mm/a,基体中TiN缺陷处容易引起点蚀,管状试样内环出现明显的晶间腐蚀现象。     

PWR核电站蒸汽发生器传热管和主管道的应力腐蚀破裂研究

用慢应变速率试验(SSRT)、恒载荷试验(CLT)和低周循环载荷试验方法研究以秦山和大亚湾核电站安全为目的的有关压力边界管道破裂始发事件应力腐蚀破裂(SCC)的行为,为评价管道的结构完整性提供支持性实验数据。研究的材料有核等级主管道焊接热影响区(WHAZ)316不锈钢(SS),核等级蒸汽发生器(SG)传热管材Incoloy-800、Inconel-600、Inconel-690和321SS。研究的影响因素包括材料冶金、表面喷丸处理、载荷、应变速率、循环载荷以及水化学条件对SCC的影响规律。     

超临界CO2处理后的金属铀表面氧化腐蚀和电化学腐蚀实验研究

采用重量法和电化学方法分别得到表面经超临界CO2处理后的铀试样在60℃、70％RH条件下的氧化动力学曲线(△m-t)和在50μg/g Cl^-溶液中的阳极极化曲线、自腐蚀电流等抗蚀评价指标。结果表明：经超临界CO2处理后，金属铀表面抗氧化腐蚀性能和抗化学介质腐蚀性能均有一定程度提高。对钝化膜提高金属铀表面抗腐蚀性能的原因进行了探讨。     

铀表面磁控溅射镍镀层的电化学腐蚀行为研究

采用磁控溅射离子镀膜技术在贫铀表面制备金属镍镀层,利用电化学测试技术研究了镍镀层在Cl^-溶液中的电化学腐蚀行为。结果表明：在含50 μg/g Cl^-的KCl溶液中,镍镀层的腐蚀电位-100.8 mV高于贫铀的腐蚀电位-641.2 mV,相对于贫铀是阴极性镀层,对贫铀的保护基于对腐蚀介质的物理屏障;镀镍贫铀样品的极化电阻和电化学阻抗幅值远大于贫铀,其腐蚀电流远小于贫铀;约70 h的连续腐蚀实验中镍镀层未出现镀层破裂、剥落现象,且腐蚀电位、电流保持稳定。说明镍镀层对贫铀基体具有良好的防腐蚀性能。     

氯和氧对304N在高温水中应力腐蚀开裂的影响

采用慢应变速率拉伸试验（SSRT）与断口形貌分析技术研究304N不锈钢（固溶退火态）在300 ℃高温水中的应力腐蚀行为与机理。结果表明：304N在300 ℃高温水中的最大抗拉强度、延伸率以及断裂吸收能随Cl^-浓度的增大显著降低;随氧浓度的急剧降低而显著增大;304N在高温水中发生应力腐蚀开裂（SCC）主要为穿晶型;随Cl^-浓度增加,304N的应力腐蚀敏感性也迅速增加,在含50 mg/L Cl^-的空气饱和高温水环境中,试样断口形貌表现为完全脆断;在溶解氧浓度急剧降低时,氯致应力腐蚀开裂的敏感性大幅降低,表明溶解氧对304N在高温水中的氯致应力腐蚀开裂具有明显的促进作用。     

压水堆电站主要结构材料在高温含硼酸水中腐蚀性能的研究

本文详细介绍了压水堆电站压力容器堆焊不锈层,密封面堆焊镍基合金,元件定位架母材和钎焊料以及蒸汽发生器传热管在核电站一、二回路介质中的静水和动水腐蚀性能。试验结果表明,本文所述的各种国产结构材料,只要严格控制材质和冶金加工工艺,并对奥氏体合金的晶间腐蚀倾向进行必要的考核,在使用中严格控制介质的水化学条件,特别是实行有效的除氧,防止氯离子局部浓集和游离碱的存在,那么在压水堆电站条件下的使用情况将是令人满意的。     

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。     

316LN在模拟压水堆一回路异常水化学条件下的应力腐蚀敏感性研究

采用慢应变速率拉伸试验（SSRT）法研究了氯离子(Cl^-)和溶解氧对316LN在模拟压水堆（PWR）一回路异常工况下的应力腐蚀开裂（SCC）的影响。结果表明：在饱和氧条件下,随着Cl^-浓度的增大,试样的延伸率降低,SCC敏感指数增大,当Cl^-浓度大于1 mg/L后开始萌生SCC裂纹;溶液除氧后,即使Cl^-浓度增大到10 mg/L也不会引发SCC裂纹。316LN的SCC裂纹萌生于表面的缺陷或贫Cr区,呈穿晶型向基体内扩展。     

酸性硫酸根离子介质中奥氏体不锈钢的应力腐蚀行为研究

用慢应变速率法(SSRT)研究奥氏体不锈钢316Ti和316NG在酸性硫酸根离子介质中的应力腐蚀(SCC)行为.结果表明在酸性硫酸根离子环境中,316Ti产生应力腐蚀的临界浓度比316NG的高,但316NG的裂纹扩展速率比316Ti大.用电化学阳极极化法比较了两种奥氏体不锈钢在酸性硫酸根离子介质中的抗腐蚀性能的差异,结合微观分析,探讨了SO2-4离子对奥氏体不锈钢的SSRT-SCC损伤机理.     

金属铀在水气气氛中加速腐蚀的实验研究

用热重法研究了铀在50～90℃和32%～86%湿度范围的水气气氛中的加速腐蚀,得到了该实验条件下铀的水气腐蚀特性,并对反应的动力学进行了讨论。结果表明:在不同温度、湿度条件下,铀在水气气氛中的腐蚀动力学过程表现为较为明显的3阶段,动力学过程最后为线性反应阶段,该阶段有一稳定的氧化反应速率常数。RH=74.7%时线性反应的活化能约为42.899kJ·mol-1。温度对反应速率的影响明显,温度升高,反应速率加快。     

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。      

高温高压高CO_2环境中橡胶O型圈的腐蚀损伤实验研究

以氢化丁腈橡胶O型密封圈为对象,模拟橡胶密封件的工作环境,在压力25 MPa、温度120℃、实验周期168 h、气相组成5 vol%CO2、95 vol%N2的条件下,进行O型密封圈高温高压腐蚀实验。从材质、结构、组分、物理性能和断口形貌几方面对其进行实验前后的对比分析,研究橡胶密封件在高温高压高含CO2环境中的腐蚀损伤行为。实验结果显示:橡胶O型圈腐蚀后物理性能下降,且承压状态下的腐蚀损伤程度比自由状态下弱,应以承压状态下的分析结果作为橡胶密封制品应用时的主导参考;橡胶材料腐蚀后其分子结构和填料会受到破坏,造成橡胶材料性能下降;未服役的橡胶O型圈的拉伸断口多为韧性断口,而橡胶材料在服役时发生腐蚀老化,腐蚀后的拉伸断口多为脆性断口。     

堆用不锈钢在模拟一回路中腐蚀的穆斯堡尔研究

用透射、内转换电子和内转换X射线发射三种穆斯堡尔谱学方法,配合X射线衍射和俄歇电子能谱研究核电站用不锈钢F316Ti的腐蚀。钝化膜和腐蚀产物的组分及微观结构,提供了研究堆用不锈钢腐蚀的微观结构研究基础。通过腐蚀机理,可以与宏观腐蚀的数据相印证。结果表明,抗蚀不仅与碳含量有关,尤其与热处理过程以及表层固溶状态有关。     

低合金钢在人造海水中腐蚀过程的穆斯堡尔谱学研究

钢铁的腐蚀是一个严重的普遍现象,因此人们研究其发生原因和防护具有十分重要的意义。而穆斯堡尔谱学是新发展起来的对腐蚀产物进行定性、定量相分析的重要工具。本工作测量了低合金钢样在实验室人造海水中,二个月内不同腐蚀阶段,不同层锈层的CEMs、X射线散射谱及变温的透射穆斯堡尔谱,并与同钢样在实际海域经腐蚀后的锈层谱进行比较。结果表明:腐蚀一开始钢样表层即生成粒度很小的铁氧氢氧化物(FeOOH),     

低合金钢在人造海水中腐蚀过程的穆斯堡尔谱学研究

使用穆斯堡尔谱学的方法研究了低合金钢在人造海水中的腐蚀过程。实验采用了内转换电子谱、X射线散射谱及透射谱的测量。对不同时间的挂片进行室温和液氮温度的测量,得到主要腐蚀产物为γ-FeOOH,中锈层还有少量Fe_3O_4和小颗粒α-FeOOH,锈层组分的变化说明基体中合金元素对钢的耐腐蚀性有影响。