核电站蒸汽发生器传热管的腐蚀与防护

介绍了与腐蚀有关的传热管破损或损伤及其可能产生的原因。针对对我国核电站蒸汽发生器传热管提出了防止腐蚀的措施。对于新的或运行中的蒸汽发生器，解决传热管的腐蚀破损的工作主要集中在改进传热管材料，降低应力和改变腐蚀环境等方面。     

蒸汽发生器传热管Inconel 690合金的热物理性能测定

为获得中国生产蒸汽发生器传热管Inconel 690合金的热物理性能数据,对690合金的热膨胀系数、比热容、热扩散率、热导率、弹性模量和泊松比进行了测定和分析。结果表明:690合金在100~350℃的平均热膨胀系数为11.97×10-6/℃;在350℃以下,690合金的热膨胀系数、比热容、热扩散率和热导率随温度的升高而增加,但其弹性模量和泊松比均随温度升高而减小。用最小二乘法建立了690合金在350℃内的热膨胀系数、热扩散率、热导率、弹性模量和泊松比与温度之间的函数关系。     

蒸汽发生器传热管应力腐蚀案例分析

通过对某核电厂奥氏体不锈钢蒸汽发生器传热管应力腐蚀案例的分析,介绍了应力腐蚀事件发现的过程、开展的主要检验试验和结果以及相关的分析工作。最后,对进一步处理和运行期间需要考虑的问题进行了讨论。     

核级商用690合金和800合金在模拟压水堆核电站一回路高温高压水中的腐蚀行为研究

在自行搭建的高温高压水循环回路系统中,通过原位电化学测量,结合SEM观察和XPS分析,研究了核级商用690合金和800合金在模拟压水堆核电站一回路高温高压水环境中的腐蚀行为.结果表明,690合金和800合金的自腐蚀电位随浸泡时间的延长而逐渐降低,浸泡时间对690合金和800合金的阻抗谱影响并不明显.经过408 h浸泡后,690合金表面生成了大量针状氧化物,800合金表面则同时生成了针状氧化物和颗粒状氧化物.690合金表面富Cr氧化层位于表面膜内侧,而800合金的富Cr氧化层位于表面膜外侧.在高温高压水中,690合金比800合金表现出更为优异的抗腐蚀能力.浸泡实验后,溶液中主要金属离子Ni²⁺,Cr³⁺和Fe（3+）的含量分别为0.1×10^-6,0.1×10^-6和0.3×10^-6.     

核电站蒸汽发生器传热管二次侧晶间腐蚀和晶间应力腐蚀及防护

晶间腐蚀（IGA）和晶间应力腐蚀（IGSCC）被认为是在蒸汽发生器某些部位存在的杂质，由于沸滕和冷却循环较差而发生浓缩，以及传热管的应力、材料敏感性和温度的作用而引起的。防止IGA和IGSCC的措施包括：控制二次侧化学杂质、改善缝隙环境、定期的清洗和进行在役检查等。     

核电站蒸汽发生器传热管的点腐蚀及其防护

点腐蚀是一种在蒸汽发生器传热管上产生的微小直径穿孔性管壁腐蚀点,其原因是在该处形成了局部腐蚀电池.它的危害性不仅由于点腐蚀本身会造成穿孔性降质,更重要的是点腐蚀是应力腐蚀等局部腐蚀的先导,会引起核电站的强迫停堆.防止点腐蚀的措施包括:选择传热管材料、控制二次侧水化学杂质、对管板上泥渣堆和管子进行清洗、对传热管进行无损检测等.     

核电站蒸汽发生器传热管涡流信号的有限元仿真

为研究核电站蒸汽发生器传热管缺陷与涡流阻抗信号的关系,以通用有限元分析软件ANSYS为支持平台开发了涡流信号仿真程序,界面友好,使用方便,用户只要输入相应参数,即可获得计算结果。蒸汽发生器传热管标准人工缺陷的涡流信号的仿真结果与实测结果吻合良好。     

蒸汽发生器的腐蚀失效分析

田湾核电站蒸汽发生器在冷态和热态调试结束后发生了穿晶型应力腐蚀裂纹及点蚀,其腐蚀原因可能为运输及安装期间保养措施不当.提出对蒸汽发生器进行干保养停运保护、由设计的KOH-N2H4碱性水冲洗方案调整为NH3-N2H4碱性水、降低水中溶解氧和Cl-的含量、提高溶液pH、对设备进行定期清洗、化水系统加装反渗透装置等方案,以保证蒸汽发生器的稳定运行.     

TP439不锈钢在高温高压水中的应力腐蚀开裂行为

采用扫描电镜、动电位极化曲线和慢应变速率试验研究了TP439不锈钢的组织形貌及其在高温高压水中的应力腐蚀开裂行为。结果表明:TP439不锈钢的微观组织为典型的铁素体等轴晶粒,晶内分布有一定数量的细小碳化物;3.5%(质量分数)NaCl溶液中,其腐蚀电位为-0.25V(SCE,下同),点蚀电位约为0.18V;三种温度条件下铁素体不锈钢的慢应变拉伸曲线相似,断口形貌主要为韧性断口;温度对铁素体不锈钢在高温高压水中应力腐蚀行为无明显影响,TP439不锈钢在此环境中的应力腐蚀敏感性较低。     

高温高压水中镍基合金表面氧化膜的原位表面增强型拉曼光谱

采用表面增强型拉曼光谱方法原位研究了镍基合金在高温高压水环境中的腐蚀行为及其表面生成氧化膜.Ni-5Cr-8Fe表面氧化膜的拉曼光谱存在三个拉曼峰,位于540 cm-1,610 cm-1和670 cm-1.610 cm-1峰的出现表明了氧化膜中存在Cr2 O3.540 cm-1峰则说明氧化膜中含有Cr2 O3或NiO或两者的混合物.670 cm-1峰对应于FeCr2O4尖晶石的生成.Ni-10Cr-8Fe的表面氧化膜由Cr2 O3、FeCr2O4构成,可能含有一定的NiO.Ni-10Cr和Ni-20Cr的表面氧化膜主要为Cr2 O3,没有发现尖晶石相的存在.随着合金中铬含量的增加,表面氧化膜中Cr2O3的含量增加,NiO成分减少.     

核电厂蒸汽发生器SA213T22传热管表面氧化膜的耐蚀性

人工研制了核电厂蒸汽发生器SA213T22传热管的高温氧化膜,采用SEM、XRD、热重分析法分别对氧化膜厚度、微观形貌、成分和稳定性进行了观察和分析。结果表明:氧化膜具有均匀、完整、无孔隙、稳定性好的特点;经高温氧化及矿物油封闭处理后,SA213T22传热管的耐蚀性得到了显著提高,在不同环境中挂片31个月后,试样均未发生腐蚀,完全满足工程应用的要求。     

原位拉曼光谱技术研究600合金和690合金在模拟压水堆工况下的腐蚀行为

介绍了一种可用于核电材料在模拟压水堆工况下腐蚀行为研究的原位表征技术。设计并制作了原位拉曼观察用高压釜,通过在样品表面电化学沉积金颗粒的方法实现拉曼信号的增强。采用拉曼光谱技术研究了600合金以及690合金在高温高压水环境中的氧化膜特征。结果表明:当极化电位从-0.85 V(SHE,下同)增加到-0.5V,600合金腐蚀氧化膜中的尖晶石含量显著增加,而690合金的氧化膜成分及含量均无明显变化。原位拉曼光谱技术可用于研究氧化膜随腐蚀时间的演变情况以及环境参数改变对氧化膜的影响等,具有可对比性强的特点,可以用来研究材料在模拟压水堆环境中的腐蚀行为。     

高压蒸汽锅炉炉管腐蚀分析及探讨

大庆石化公司两台辅助高压蒸汽锅炉,在检修时发现炉管壁厚减薄量较大,出现点腐蚀,经过腐蚀分析,得出造成炉管腐蚀的因素是多种腐蚀叠加起来的,由此提出了减少或避免炉管的损坏建议。     

核电蒸汽发生器管子-管板焊缝典型质量问题概述

介绍了百万千瓦级核电蒸汽发生器国产化制造过程中管子-管板焊缝出现的典型质量问题.通过对蒸汽发生器管子-管板焊缝缺陷的特点和基本原因分析,探讨了管子-管板焊缝制造这一关键工序缺乏明确、详细制造规范,及供应商自身质量管理和工艺控制的问题.为进一步研究和改进蒸汽发生器管子-管板制造工艺,提高焊缝质量以及制造规范的标准化提出了建议.     

基于有限元仿真的核电站传热管涡流检测

核电是公认的清洁能源,但核电安全问题日益引起人们的高度关注。采用有限元仿真的方法研究了核电站蒸汽发生器传热管缺陷特征与涡流阻抗信号之间的关系。利用内穿式差动Bobbin线圈对传热管缺陷进行了数值模拟检测。研究了缺陷形状结构对缺陷信号特征的影响,分析了检测频率、裂纹宽度和裂纹深度对缺陷信号特征的影响。通过对仿真试验结果的分析,发现不同缺陷结构、不同缺陷宽度、不同缺陷深度及不同检测频率对涡流阻抗信号影响具有各自明显的规律。该研究成果对核电站在役管道的涡流无损检测具有重要的实用价值和理论意义。     

新建机组三压式余热锅炉EDTA高温法化学清洗

三压式余热锅炉由于系统较复杂存在清洗周期长,控温难等清洗难点,针对这些难点采取了乙二胺四乙酸(EDTA)高温法化学清洗对其清洗,结果表明,采用该方法具有清洗效果好,清洗工艺简单和清洗时间短等优点,最终完成了天津陈塘庄燃机电厂三压式余热锅炉EDTA高温法化学清洗。     

磨损对蒸汽发生器690合金传热管应力腐蚀裂纹萌生行为的影响

传热管是蒸汽发生器（SG）最关键的部件,起到一、二回路换热的作用,是防止放射性泄漏的重要安全屏障。在高温碱性溶液中进行了磨损690合金传热管的慢应变速率拉伸试验（SSRT）。采用扫描电子显微镜、电子背散射衍射和透射电子显微镜分析了690合金传热管的微动磨损和应力腐蚀裂纹（SCC）萌生行为。结果表明,SSRT试样呈现出典型的穿晶SCC特征,且随磨损深度增加,裂纹萌生数量和平均深度均增加,这可能与磨损表面留下的犁沟、剥层、微裂纹以及数十微米厚的残余应变层有关。基于SCC的滑移溶解/氧化机制,对磨损促进SCC裂纹萌生的过程进行了分析。     

压铸镁合金腐蚀行为研究进展

讨论了压铸镁合金的腐蚀类型,介质环境对腐蚀行为的影响和各种合金元素在镁合金腐蚀过程中起到的作用。认为对镁合金腐蚀行为和机理的认识仍不完全清楚,对接触腐蚀和应力腐蚀等多种腐蚀形式协同作用下腐蚀研究不够全面,这些领域是当前镁合金腐蚀研究亟待解决的问题。提出采用向合金中加入稀土等微量元素的方法,降低有害杂质的含量,改善合金的微观结构,开发新型抗腐蚀镁合金,是镁合金腐蚀防护研究的重要发展方向。     

锆合金在550℃，25MPa超临界水中的腐蚀行为

选用了Zr-4，N18（NZ2），N36（NZ8）和M5等4种比较典型的锆合金，在口相水淬及变形后，经过580℃，5h和650℃，2h的热处理，用静态高压釜腐蚀试验研究了锆合金样品在550℃，25MPa超临界水中的耐腐蚀性能。结果表明，4种合金样品的耐腐蚀性能差别明显，Zr-4合金会发生疖状腐蚀，而含Nb的N18（NZ2），N36（NZ8）和M5是均匀腐蚀。获得数量多，分布均匀的纳米尺度的第二相颗粒，对改善锆合金在超临界水中的耐腐蚀性能是有利的，但远不如合金成分的影响巨大。调整合金成分是改善锆合金耐超临界水腐蚀性能的主要途径。