核电站生产准备阶段腐蚀与防护管理

核电站生产准备过程时间长,长期的施工环境对于设备的防腐性能影响较大。建造阶段出现的腐蚀问题或施工失误往往给核电站运行阶段的维修和改造带来更大的经济损失和防腐工作量,而且易于忽视。本文以核电站生产准备过程中不同阶段发现的腐蚀问题为例,针对生产准备过程跨度长、任务重、接口多、内容复杂等特点,提出了核电站防腐的全寿期防腐处理方案,给出了不同阶段防腐工作参与的重点及注意事项,为后续核电站工程建设中设备的腐蚀与防护提供了经验。     

镁合金轮毂螺栓连接的电偶腐蚀行为

针对镁合金汽车轮毂在实际应用中出现的电偶腐蚀这一难题,建立了轮毂、螺栓连接电偶腐蚀的物理模型和数学模型,推导出电偶腐蚀分析的控制方程式,利用有限元方法结合移动网格技术,模拟研究了镁合金轮毂-钢质螺栓连接在NaCI溶液中的电偶腐蚀行为,得到了连接螺栓沉孔深度和沉孔半径对轮毂腐蚀深度的影响规律;并通过轮毂-螺栓连接偶对金属的全浸试验,验证了镁合金轮毂-钢质螺栓连接电偶腐蚀模拟分析方法的正确性。结果表明:随着沉孔深度增加,平均腐蚀深度先增加后减小;随着沉孔半径增加,平均腐蚀深度逐渐减小,而连接边缘处最大腐蚀深度先增加后近似保持不变。     

核电站运行初期不锈钢锈蚀案例与应对

在一般情况下,不锈钢材料具有良好的的耐腐蚀性,在核电站的厂房结构、系统设备中有着广泛的应用;但核电站设备运行工况、环境复杂,在某些特殊情况下,此材料不但不能有效的抵抗腐蚀,而且还会出现诸如点蚀、缝隙腐蚀、应力腐蚀、晶间腐蚀等现象,而随着腐蚀的发展,引起的设备失效会给工程带来重大的安全隐患。本文主要介绍在核电站工程建设阶段及运行初期不锈钢材质的典型腐蚀现象,对不锈钢防腐工作的开展提出一些建议。     

核电站堆内构件围板螺栓的超声检测

根据国外核电站的运行经验,随着反应堆运行时间的积累,受高辐照影响,围板螺栓内部会有辐照促进的应力腐蚀裂纹的产生,并可能导致断裂失效,因此应对螺栓进行体积检验。分析了某核电站围板螺栓的结构,针对可能产生缺陷的区域设计了超声检测方案,通过试验验证了该方案的有效性,并在现场实施了围板螺栓的超声检测。     

核电站不锈钢容器地脚螺栓的腐蚀防护

对核电站不锈钢容器地脚螺栓腐蚀失效案例的分析表明,电偶腐蚀、缝隙腐蚀及应力腐蚀是造成螺栓失效的主要原因。重申了相应的防腐蚀设计要求,结合该电站工程建设阶段的具体情况提出了相应的预防或防护措施。     

基于ABAQUS的螺栓连接结合面仿真与研究

利用ABAQUS软件对螺栓连接结合面进行建模仿真和模态分析,分别对预紧力、连接单元和绑定等3种模型进行仿真分析,并建立螺栓连接试件模态实验进行实验研究。通过验证对比可知,每一种建模方式均能仿真得出螺栓连接试件各阶模态的振型和固有频率,均有各自的误差和模型特点,分别适用于不同的设备机构和环境。验证了各种建模方式对螺栓连接结合面仿真的准确合理性,为以后螺栓连接结合面尤其在数控刀架领域建模仿真方法的选择提供参考。     

履带车辆履带连接螺栓断裂失效分析

通过与新旧螺栓的对比试验,采用断口形貌观察、力学性能测试及耐腐蚀性能试验,对履带连接螺栓早期断裂失效原因进行了分析.结果表明,此种车辆履带连接螺栓是由于高强度、高预紧力、服役环境湿热等因素共同作用下,产生应力腐蚀,最终导致延迟断裂失效.针对早期失效原因提出了相应的改进措施.     

某型高强度螺栓断裂失效分析

为了能确定某海上设备使用的35CrMnSiA高强度螺栓的断裂原因,对断裂的螺栓进行外观检查,断口宏观、微观分析,氢含量检测,金相组织检查及硬度检测等试验.在理化试验的基础上,运用微观断裂机理对螺栓的断裂原因进行分析,得出结论:其断裂失效性质为由应力,氢和腐蚀共同作用引起的氢致开裂型应力腐蚀断裂.其中,引起螺栓断裂的氢来自外界腐蚀环境.提出改善螺栓的加工工艺和使用无氢脆的涂覆层来提高螺栓的抗腐蚀断裂能力.     

钢结构桥梁的失效高强螺栓腐蚀产物特性研究

目的 研究在重庆湿润气候环境腐蚀条件下,朝天门大桥断裂高强螺栓的腐蚀特性及其影响因素.方法 根据朝天门大桥2013—2018年发现的81颗脱落断裂的高强螺栓在桥梁不同位置、时间发生脱落断裂的时空及类型分布统计分析结果,选取具有代表性的6个样品.同时,开展模拟重庆市湿润气候环境下高强螺栓的腐蚀试验,采用Q8直读光谱仪、扫描电镜、EDS、XRD等,对失效高强螺栓及模拟腐蚀环境下的高强螺栓表面腐蚀产物的化学组成、微观形貌进行分析,探讨高强螺栓失效与环境腐蚀之间的关系.结果 断裂失效螺栓断口表面、全新螺栓表面及芯部的化学成分分析结果表明,断裂失效螺栓和全新螺栓芯部的元素均为Fe、C、Mn、Si,元素分布均匀,而失效高强螺栓断口表面及模拟腐蚀环境下的高强螺栓表面腐蚀产物的元素种类较多,主要为铁和氧元素.失效高强螺栓及模拟腐蚀环境下的高强螺栓的表面腐蚀产物EDS能谱分析结果表明,腐蚀产物中有S、Cl、Al、Si、K等元素的存在,XRD物相分析结果显示,存在大量的Fe、Mn、Si等元素的氧化物及硫化铁.结论 高强螺栓的断裂失效与大气腐蚀(酸雨)、工业尘埃、道路扬尘等环境污染有关.     

核电厂的电偶腐蚀

通过对国内某核电站设备发生的电偶腐蚀失效案例,分析引起电偶腐蚀发生的原因,以及采取的有效措施,最后对核电站电偶腐蚀提出腐蚀控制方法。     

核电厂海水阀门螺栓腐蚀原因分析及解决措施

某核电厂海水冷却水系统阀门螺栓发生严重腐蚀,影响系统的稳定运行。本文从阀门阀瓣和螺栓的材料成分、介质和环境等方面对螺栓腐蚀原因进行了分析,结果表明造成螺栓腐蚀的原因为电偶腐蚀,最后提出了解决措施。     

核电站海水管道阴极保护状态下的腐蚀监测

海水腐蚀引起管道设备失效已成为核电站海水系统的主要问题,管道腐蚀状态的判定及腐蚀速率的实时监测数据为核电站海水系统管道的安全、有效运营提供重要评判依据。本文介绍了一种基于电化学方法的核电站管道多功能腐蚀传感器,主要包括管道的腐蚀状态、腐蚀速率及管道保护度的腐蚀监检测装置、原理和实施方法。     

某核电厂发电机定子水冷却器盲板缝隙腐蚀原因分析及解决措施

某核电站大修时的腐蚀检查,发现发电机定子水冷却器的盲板存在腐蚀问题。本文从腐蚀形貌和耐蚀性能两个方面对盲板的腐蚀原因进行了分析,得出结论是由于发电机定子水冷却器盲板的材质为304不锈钢,而304不锈钢在海水环境下,耐腐蚀性能不佳,导致盲板发生了缝隙腐蚀。针对盲板缝隙腐蚀问题,本文提出了相应的解决措施,以有效解决问题并确保设备的正常运行,为核电站发电设备的维护和管理提供了参考。     

核电厂SEC系统全寿期防腐管理策略

SEC系统是核电站热量交换的重要系统,系统设备在运行期间遭受海水的持续腐蚀。根据核电站在工程建设、机组运行的各阶段出现的腐蚀问题,提出核电站SEC系统全寿期防腐管理策略以及不同阶段防腐工作参与的重点事项,为后续核电站SEC系统全寿期腐蚀与防护提供管理经验。     

某核电站清污机刮刀支架腐蚀分析与对策

某核电站清污机刮刀支架腐蚀严重,我们从选材与结构设计、环境腐蚀风险、涂层性能这几个方面进行了分析,确定刮刀支架腐蚀的原因。结果表明,油漆选用不当,选材和结构设计不合理,同时受露天海洋大气、酸雨、海水飞溅的影响,最终导致设备发生腐蚀,产生锈层。     

核电站电偶腐蚀研究

本文选择核电站海水设备的典型材料,通过测量不同材料相互偶合后的腐蚀速率,分析在静止、流动海水中,电偶腐蚀对材料腐蚀速率的影响,最后提出核电站电偶腐蚀防治的建议.     

丙烯球罐底部排放阀连接螺栓断裂原因分析

对开裂和断裂的丙烯球罐底部排液阀连接螺栓进行了宏观和微观观察分析，结果表明，螺栓断裂起源于螺栓表面的晶间腐蚀，后以晶间型应力腐蚀开裂(SCC)扩展至断裂，腐蚀介质为SO4^2-和Cr^-对在大气中使用的奥氏体不锈钢螺栓产生SCC的原因进行了分析和讨论，并提出防止该螺栓断裂的工程措施。     

腐蚀与防护第七届编委成员介绍

正(按姓氏笔画顺序)丁亚平上海核工程研究设计院研究员级高级工程师、院科技发展与专家委员会成员、国核电站运行服务技术有限公司专家委员会成员、上海市技术监督局工程设备招标投标专家库专家。长期从事金属材料腐蚀与防护的研究和设计工作;获得核工业部科技进步二等奖1项、三等奖3项、国防科工委国防科学技术奖三等1项、上海市科技进步三等奖1项,公开发表论文30多篇。华惠中(Fred Hua,美国)美国内华达大学研究教授、美国材料性能咨询公司主任工程师,主要从事核电站蒸汽发生器一回路应力腐蚀开裂、二回路应力腐蚀开裂、辐照促进应力腐蚀开裂、流动加速腐蚀、异种金属焊接中材料失效;核电站老化管理中材料失效问题研究;核电站材料安全和延寿方面的监管法规与条例的实施;第四代核电站材料开发和应用方面的研究;核废料处理中材料失效的研究。     

风电塔筒高强度螺栓大面积腐蚀分析

针对风电机组塔筒螺栓大面积腐蚀的现状,采用化学成分、拉伸性能测试和微观组织观察等对螺栓的本体性能进行分析。结果表明:螺栓螺杆存在材质错用情况;螺栓螺杆拉伸性能满足标准的要求,冲击性能低于标准值;螺栓螺杆心部存在硫化物类非金属夹杂物,且存在少量的铁素体;螺栓的定期检验破坏了处理表层,表面处理层不能有效起到抵御腐蚀的作用;螺栓的腐蚀属于大气腐蚀,伴随着电化学腐蚀,生成的腐蚀产物在潮湿环境中会继续转化变成可溶解的产物,进一步加快了腐蚀。最后,对现役风电螺栓的处理措施提出了相关建议。     

国产核二、三级换热器传热管点蚀及模拟核岛废液腐蚀行为

核电站核二、三级换热器传热管多为进口304L不锈钢,新建核电站已陆续采用国内制造的304L传热管。试验模拟了传热管实际应用环境,对国产304L的点蚀行为及核岛废液环境下应力腐蚀行为进行研究。结果表明,发生点蚀的临界FeCl3溶液质量分数为0.1%和0.5%之间;随着氯离子浓度的增加,304L自腐蚀电位降低。模拟核电站核岛废液环境(H3BO3+NaOH+Cl-),制作反U型弯曲试样,使用高温高压釜进行500 h模拟试验,304L未发现应力腐蚀裂纹。