316NG不锈钢和合金800在含有硫酸盐及氯化物的高温水中应力腐蚀破裂

用SSRT方法研究秦山PWR核电站主管道焊接的316不锈钢和蒸汽发生器传热管Incoloy-800合金的应力腐蚀破裂行为,应变速率均为4.2×10~(-6)/s。316SS的试验温度为315℃,介质为模拟离子交换树脂热分解产物的酸性硫酸盐溶液(几个ppm至1000ppmSO_4~(2-));Incoloy-800的试验温度为270℃,介质为模拟离子交换树脂的热分解产物的酸性硫酸盐溶液(几个ppm至1000ppm SO_4~(2-))以及硫酸盐和氯化物组合的溶液(1000ppm SO_4~(2-),2～1000ppm Cl~-)。结果表明,316SS在上述介质中对穿晶应力腐蚀破裂敏感,Incoloy-800合金在上述介质中对应力腐蚀破裂不敏感。     

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。     

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)和恒载荷试验(CLT)以及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(NG)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、In-conel-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。     

化学当量法研究季铵型树脂在含铀酰的硫酸盐溶液中的吸附平衡

关于强碱性季铵型阴离子交换树脂在铀酰的硫酸盐溶液中吸附平衡的研究,虽然有不少报道。但是,对于组成接近铀水冶条件的溶液中吸附平衡的研究是相当不充分的。本文采用化学当量法研究了上述树脂在这种溶液中的吸附平衡。 强碱性季铵树脂从铀酰的硫酸及硫酸钠溶液中吸附UO_2(SO_4)_3~(4-),UO_2(SO_4)_2~(2-),SO_4~(2-)及HSO_4~-四种离子。我们用硝酸钠溶液将它们一起洗脱下来,测定相应组分的含量。由于     

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.     

Cl~-和Cu~(2+)对国产690合金应力腐蚀性能的影响

采用慢应变速率拉伸(SSRT)的方法,研究国产690合金分别在316℃含100 mg/L Cl-、1000 mg/L Cu2+以及100 mg/L Cl-与1000 mg/L Cu2+混合溶液中的应力腐蚀行为。通过激光共聚焦显微镜和扫描电镜观察断裂后试样的表面、断口以及纵剖面的微观形貌。结果表明:国产690合金在同时含Cl-与Cu2+的溶液中具有较高的应力腐蚀敏感性;断裂试样表面出现了大量的腐蚀坑,断口呈明显的脆性断裂特征,且在表面蚀坑的底部发现了沿晶应力腐蚀裂纹的萌生。由此证明Cl-与Cu2+对国产690合金应力腐蚀的协同作用,并初步探讨了其作用机理。     

喷丸处理对蒸汽发生器传热管材料抗应力腐蚀性能的影响

喷丸处理造成的表面压应力和强化层组织能够显著提高18-8型奥氏体不锈钢和 Incoloy 800 合金在氯化镁溶液中的抗应力腐蚀能力。但在260℃、含500—1000ppmCl-水中,或再添加1%H_2O_2的氧化性介质中,只有当喷丸强化层的完整性没有被破坏,表面仍保持压应力时,才能改善抗 Cl-应力腐蚀能力;当喷丸表面遭受大的变形,强化层的完整性受到拉应变和腐蚀破坏时,喷丸处理就不再显示积极作用。     

离子交换浓集-α谱仪测定水中U,Th和~(234)U/~(238)U,~(230)Th/~(232)Th

研究了水中10~(-3)ppm级铀、钍在硫酸盐型D235和氢型D033大孔离子交换树脂上定量浓集的条件。被树脂吸附的铀和钍经洗脱后,分别用恒电流电镀,制备无自吸收U,Th α源,进行α谱仪测量。方法用于测定水中10~(-3)ppm级U和~(234)U/~(238)U时,精密度在±10%以内,Th和~(230)Th/~(232)Th精密度在±7%以内。     

某些加工因素对改性800合金碱性应力腐蚀破裂敏感性的影响

通过显微组织检验、拉伸试验、应力分析、C形环应力腐蚀试验、俄歇电子能谱(AES)分析、腐蚀形貌观察,研究了某些加工因素(冷加工和热处理)对国产改性800合金(800M)在沸腾的50%NaOH+0.3%SiO2+0.3%Na2S2O3溶液中的应力腐蚀破裂(SCC)敏感性的影响.冷加工拉伸25%的800M合金管的晶粒变形拉长,屈服强度和抗拉强度增大而延伸率降低,管的残余应力增加,SCC敏感性增加.对冷变形800M合金管热处理,随温度的升高,晶粒逐渐等轴化并变大,延伸率增大,屈服强度、抗拉强度和残余拉应力和SCC敏感性降低.AES分析表明,800M合金在沸腾碱液中恒电位极化后的表面膜是富Ni 而贫Fe 、Cr的.C形环试样碱性SCC裂纹在点蚀坑起源萌生,裂纹沿晶界扩展.     

锂-7与某些裂变产物和反应堆腐蚀产物的分离

本文分别以放射性核素~(137)Cs(Ⅰ)、~(60)Co(Ⅱ)、~(51)Cr(Ⅲ)和~(144)Ce(Ⅲ)代表不同价态的裂变产物和反应堆材料腐蚀产物,选用732~#强酸性阳离子交换树脂,测定了Li以及这些核素在不同的硝酸浓度下的分配系数与分离系数。研究了~7Li与上述核素的各种分离条件和影响因素。此外,还研究了用无机离子交换剂(磷酸锆)分离提纯~7Li的各种条件。测定了将洗脱液LiNO_3～HNO_3溶液用电渗析法转化为LiOH的各种影响因素,并确定了分离和转型的最佳条件,得到了放化纯的LiOH。     

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)和恒载荷试验(CLT)以及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(NG)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Incolov-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。     

锆合金在高温高压水中的腐蚀

本文介绍了国产锆-2、锆-4合金在温度大于300℃的水或蒸汽中的腐蚀——氧化与吸氢;认为两种合金耐氧化性能相似,在反应堆工质中使用,具有足够的耐蚀性。水中添加少量氢氧化锂(含锂1—2ppm)或硼酸(含硼800ppm),对合金腐蚀无明显影响。在高温水中,锆-4在腐蚀300天后的吸氢增重约为锆-2的1/3—1/2;而在341℃蒸汽中,锆-4减少吸氢的优越性并不明显。水中加氢增加了锆-4的吸氢速率,但并没有达到妨碍使用的程度。预生氧化膜不能改善合金的耐长期腐蚀性能。具有热流的锆合金管与不锈钢定位架接触处的隙缝会导致危险的局部腐蚀,但在中性水条件下,腐蚀深度很浅,并不影响锆合金的长期使用。     

Al-B4C复合材料在硼酸溶液中腐蚀机理研究

采用硼酸溶液模拟乏燃料贮存水池环境,研究Al-B₄C复合材料在其中的腐蚀行为。用SEM、EDS观测腐蚀试样的微观形貌,用XRD测试腐蚀前后试样的物相,并测试腐蚀过程中试样的干重。结果表明：材料中的Al是引起腐蚀的主要因素;0~500 ppm硼酸溶液中,试样腐蚀增重,在表面生成斜晶结构的Al(OH)₃氧化膜,对材料起一定保护作用;2 500 ppm硼酸溶液中,试样腐蚀增重,在表面沉积非晶结构的Al(OH)₃絮状腐蚀产物;10 000~25 000 ppm硼酸溶液中,试样腐蚀失重,表面局部微小区域可观察到龟裂和腐蚀“坑”生成。材料抗腐蚀性能随溶液硼酸浓度的增加而降低,欲提高材料抗腐蚀性能,需对其进行表面保护处理。     

季铵型树脂在含铀酰的硫酸钠溶液中吸附平衡的研究

本文采用化学当量法研究了季铵树脂在组成接近铀水冶条件的硫酸铀酰-硫酸钠溶液中的吸附平衡。在实验范围内,[RHSO_4]/[R_2SO_4]摩尔比值取决于溶液的氢离子浓度及离子强度,而与树脂是否还吸附其它阴离子无关。当溶液的离子强度为0.1—0.5、pH为1.5—1.9、U(VI)浓度为0.5—2.0×10~(-3)M范围内变化时,树脂吸附的UO_2(SO_4)_n~(2-2n)的n值为2.5—2.7,铀占树脂总容量的30—50％。     

希土、钍、铀和锆的反相萃取色层分离法(在硫酸—硫酸铵介质中,使用高分子胺)

本文研究了在H_2SO_4-(NH_4)_2SO_4介质中,希土和钍(Ⅳ)在涂渍有高分子胺Amberlite LA-2~*(SO_4~(-2))的硅胶柱上的色层行为。这些金属离子的分配系数随酸浓度和盐浓度的增大而减小,在酸性介质里更是这样。在0.025MH_2SO_4-1.0M(NH_4)_2SO_4溶液里,钍(Ⅳ)和三价希土在Amberlite LA-2柱上的分离系数相当大,足以使它们分开。钍(Ⅳ)、锆(Ⅳ)和铀(Ⅵ)在0.025MH_2SO_4-1.0M(NH_4)_2SO_4介质中,被吸附在色层柱上。当用0.1MH_2SO_4洗提时,钍很容易被洗提下来,而铀(Ⅳ)和锆(Ⅳ)仍被强烈地吸附在柱上。本文提出了三价希土元素,钍(Ⅳ),锆(Ⅳ)和铀(Ⅵ)在Amoerlite LA-28—硅胶柱上进行分离的新方法。用硫酸、盐酸和高氯酸连续洗提,可对四种金属离子进行色层分离。     

季铵型树脂在含铀酰的硫酸钠溶液中吸附平衡的研究

本文采用化学当量法研究了季铵树脂在组成接近铀水冶条件的硫酸铀酰-硫酸钠溶液中的吸附平衡。在实验范围内,[RHSO_4]/[R_2SO_4]摩尔比值取决于溶液的氢离子浓度及离子强度,而与树脂是否还吸附其它阴离子无关。当溶液的离子强度为0.1～0.5、pH为1.5～1.9、U(Ⅵ)浓度为0.5～2.0×10~(-3)mol/L范围内变化时,树脂吸附的UO_2(SO_4)_n~(2-2n)的n值为2.5～2.7,铀占树脂总容量的30～50%。     

水辐解对反应堆材料SS316腐蚀速率的影响研究

水作为反应堆的主要冷却剂之一,在经过堆芯的辐照区时会产生辐解,生成具有强氧化性的O_2、H_2O_2等产物,这些产物会对材料的腐蚀速率造成影响,进而影响反应堆的活化腐蚀产物源项。在已有理论和模型的基础上,将水辐照分解计算和材料腐蚀速率计算结合起来,以评估水辐照分解对反应堆材料腐蚀速率的影响。根据反应堆的运行工况,计算出冷却回路中水辐解的主要产物O_2和H_2O_2的产额在0.1～10μmol·L~(-1)之间,结合电化学中的混合电位理论,进一步计算得出SS316材料的电化学腐蚀速率在0.012～0.026 g·m~(-2)·h~(-1)范围内。     

岭澳核电站二期凝结水处理系统重大技术改进

针对大亚湾和岭澳核电站一期凝结水处理(ATE)系统投运后蒸汽发生器(SG)中SO_4~(2-)明显增高并超标等问题,对岭澳核电站二期ATE系统中的前置阳床和氢型混床的尺寸、布水装置以及离子交换树脂和分离装置等进行了重大的技术改进,提高了混床离子交换的效果,减少了因强酸阳树脂在混床底部溶出硫酸根和碎树脂漏入热力系统,而降解分离出硫酸根进入SG的可能性,确保和改善了SG的水-汽品质.     

反应堆一回路冷却水中主要活化腐蚀产物的分离和测定

本文介绍了用离子交换法分离和测定反应堆一回路冷却水中主要活化腐蚀产物。被分离的主要核素是:~(59)Fe、~(58,60)Co、~(54,56)Mn、~(51)Cr、~(65)Zn、~(64)Cu、~(24)Na等。该方法的原理是利用各核素在树脂上的交换势不同和某些络合剂在一定pH下和核素的络合能力的差异来达到阳柱上组分离。然后,再用在不同浓度盐酸介质中各核素形成阴离子的能力的不同,通过阴柱分离,达到单个核素分离。方法回收率为83—95%,精度为1.6—6.0%。 用此方法对实际水样中的活化腐蚀产物进行分离和测定,结果是满意的。     

铀酰溶液中游离酸pH测量法的改进

测定铀酰溶液中游离酸的各种方法,都必须考虑到消除UO_2~(2+)水解带来的影响。消除UO_2~(2+)水解影响的方法,可以采用沉淀法、离子交换法、萃取法等把UO_2~(2+)从样品液中分离出来,也可以利用某种络合剂与UO_2~(2+)形成稳定的络合物。Ahrland利用SO_4~(2-)与UO_2~(2+)形成稳定络合物后通过pH测量,测定了低酸度(<0.3M)铀酰溶液中的游离酸。