不锈钢堆焊层在Cl-溶液中的腐蚀性能研究

采用浸泡腐蚀试验方法,研究了不锈钢堆焊层材料在Cl^-溶液中的腐蚀情况,并通过金相显微镜、扫描电子显微镜、能谱分析观察表面形貌。研究表明,室温条件下堆焊层材料未发生任何腐蚀。在高温条件下,Cl^-的存在诱导了点腐蚀的发生,且随着Cl^-浓度的增加,点腐蚀加剧;较高浓度的Cl^-可导致缝隙内金属元素Cr的流失,缝隙腐蚀加深;应力腐蚀裂纹有沿晶开裂的特征,应力腐蚀敏感性随Cl^-浓度的增加有提高的趋势。     

核级不锈钢堆焊材料腐蚀性能研究

采用GB43 3 4 7 84和法国RCC MMC1 3 1 0对国产两种堆焊材料进行了点腐蚀、晶间腐蚀试验 ,在模拟压水堆核电站介质 (温度 3 45℃ ,80 0mg/LB ,2mg/LLi)条件下 ,研究了堆焊材料的应力腐蚀和均匀腐蚀性能。试验结果表明 :在高温含B水中 ,U型试样试验 5 0 0 0h后无应力腐蚀破裂 ,静态月平均腐蚀速率小于 2mg/dm2 。两种堆焊材料均具有优良的耐腐蚀性。     

反应堆压力容器密封面材料非正常工况下的腐蚀性能研究

针对压力容器密封面材料在核工程应用中发生的腐蚀问题,研究了反应堆压力容器密封面材料非正常工况下的腐蚀性能.利用静态高压釜研究308L不锈钢在不同Clˉ浓度条件下的腐蚀行为,采用金相显微镜和扫描电镜( SEM)对样品进行观察和分析.结果表明,在270℃、5.5 MPa条件下,Clˉ浓度低于1 mg/L时308L不锈钢没有发生点腐蚀、缝隙腐蚀和应力腐蚀;随着Clˉ浓度提高,308L不锈钢对点腐蚀、缝隙腐蚀和应力腐蚀的敏感性显著增加.     

热处理对690合金抗腐蚀性能影响综述

研究了热处理工艺对６９０使 为微组织及其抗腐蚀和应务腐蚀性能的影响。将国产６９０合金样品与国外同类产品作了对比分析。结果显示，国产样品显微组织已与国外同类产品基本相同；对应不同热处理工艺，合金的显微结构有很大区别沿晶界析出的碳化物大小、形貌也不同，抗腐蚀和应力腐蚀的性能存在明显差异。     

锆合金耐腐蚀性能研究综述

锆合金主要用作核反应堆燃料元件的包壳材料及其他堆内构件。回顾了有关锆合金水侧腐蚀的主要研究结果及存在的问题，概括了现有的理论及面临的挑战。８０年代，关于锆合金化学成分、微观结构及辐照对耐腐蚀性能影响的研究取得了很大进展。近几年来的研究工作主要集中在探索腐蚀机理、选择最佳合金成分及控制微观结构方面，以满足提高燃耗、降低核电成本后对锆合金提出的更高要求。     

水泥固化体金属包装材料的腐蚀行为

研究了作为放射性废液的水泥固化体金属包装材料的Ａ３碳钢在实验地大气、水泥固化体和腐蚀液中的腐蚀情况。用失重法测定了Ａ３碳钢的腐蚀速率。在样品表面涂敷不同的涂料（环氧树脂、丙烯酸（ＰＵＲ）瓷漆、丙烷醚树脂和钛白漆等），比较其耐腐蚀性能。实验结果表明：Ａ３碳钢在贮存地大气和水泥固化体中的腐蚀速率小于１０－３ｍｍ·ａ－１，在腐蚀液中小于０．１ｍｍ·ａ－１；腐蚀液的ｐＨ值对Ａ３碳钢的腐蚀速率有影响；涂料中的钛白漆耐蚀性能优于其它涂料。用Ａ３碳钢作水泥固化体金属包装材料可以满足暂存条件的要求     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。