国内压水堆核电站设备材料应力腐蚀问题及安全管理

介绍了压水堆核电站机械设备材料 (包括奥氏体不锈钢和镍基合金) 应力腐蚀问题的国际及国内研究和工程现状,在分析国内压水堆核电站设备材料失效案例的基础上,对国内核电站设备材料应力腐蚀的预防、缓解和处理提出了建议。     

电位对核电用镍基合金传热管应力腐蚀破裂的影响

概述了电位对600、690和800合金应力腐蚀破裂敏感性的影响。     

电位对核电用镍然合金传热管应力腐蚀破裂的影响

概述了电位对６００，６９０和８００合金应力腐蚀破裂敏感性的影响。     

表面状态对690TT合金腐蚀及应力腐蚀行为的影响

采用扫描电镜、原子力显微镜和表而粗糙度测量仪对具有不同表面状态的690TT合金表面形貌进行了表征与比较。采用零电荷电位测量、动电位扫描和电化学快慢扫描等方法对不同的690TT合金的腐蚀行为进行了比较。结果表明,与机械抛光样品相比较,打磨样品表面起伏较严重,拥有更大的表面粗糙度值;在相同的腐蚀环境中,打磨样品比机械抛光样品表现出更大的腐蚀速度和更高的应力腐蚀开裂敏感性。分析认为,单纯的表面较大粗糙度和残余应变均能够促进690TT合金的腐蚀。实验中打磨690TT样品表现出的较高腐蚀速度和应力腐蚀开裂敏感性是由其较大的表面粗糙度和表面残余应变综合影响结果。     

核电站关键材料在微纳米尺度上的环境损伤行为研究——进展与趋势

分析了核电站用关键金属材料的损伤行为的研究现状,叙述了近期的主要进展:腐蚀电化学动力学、晶界上的优先氧化及由此导致的晶界强度降低、材料内部特殊晶界改善耐腐蚀性能、尖锐的应力腐蚀裂纹形状、纳米尺度原子团簇的形成及其对性能的影响等.在此基础上指出,在高温高压水中工作的核电站关键材料的环境损伤的研究趋势和主要问题包括:材料在...     

核电工程材料的应力腐蚀破裂研究

采用慢应变速率试验(SSRT)和U型弯曲试验技术研究了水中杂质离子、溶解氧(DO)、外加电位以及温度等对核电工程材料304不锈钢(SS)、316SS以及A533B压力容器用钢在高温水中应力腐蚀破裂(SCC)的影响,并结合电化学测试和表面膜分析结果进行了讨论,还根据304SS的U型弯曲和SSRT结果的差异提出了SCC加速试验的选择原则建议。     

膜致应力对应力腐蚀裂尖力学特性的影响

氧化膜破裂理论是目前定量预测核电高温水环境中镍基合金应力腐蚀开裂速率应用最为广泛的理论模型之一,其中应力强度因子是衡量应力腐蚀开裂速率的重要参量。为进一步了解氧化膜破裂机理及裂纹扩展驱动力特性,提出了膜致应力强度因子。为了深入了解膜致应力强度因子在 EAC 裂纹扩展过程中裂尖的力学状况,在不考虑外载的情况下,从理论和数值模拟两方面分析研究了EAC 裂尖基体金属区域的应力应变分布状态,得出了膜致应力强度因子对裂尖Mises应力、等效塑性应变、拉伸应力、拉伸应变及拉伸应变梯度的影响规律,为提高定量预测高温高压水环境中镍基合金及不锈钢 EAC 扩展速率精度奠定基础,进而完善了氧化膜破裂机理。     

核用304不锈钢辐照促进应力腐蚀开裂研究

采用2 MeV质子束在360℃对国产核用304不锈钢试样进行了辐照实验,利用高温高压水环境的慢应变速率拉伸实验(SSRT)和SEM、EBSD、TEM等研究了核用304不锈钢辐照促进应力腐蚀开裂(IASCC)机理。结果表明,慢应变速率拉伸过程中辐照促进材料晶界和表面滑移台阶处形成应变集中,且其程度随辐照剂量增加而增加。滑移台阶穿过或终止于晶界,终止于晶界的台阶造成晶界处产生不连续滑移,易将位错传输到晶界,在晶界区域形成位错塞积和残余应变集中。而台阶不连续滑移的形成则受毗邻晶粒的Schmidt因子对的类型影响。另一方面,辐照促进晶界发生贫Cr富Ni元素偏析,其偏析程度随辐照剂量增加而增加。SSRT实验后辐照试样表面发生明显的沿晶应力腐蚀开裂,且裂纹数量随辐照剂量和外加应变增加而增加。同时,裂纹尖端区域发生明显晶界腐蚀,且氧化物宽度和长度随辐照剂量增加而增加。分析认为,辐照致晶界应变集中和元素偏析的协同作用造成材料变形行为和晶界腐蚀行为变化是IASCC发生的关键因素。     

核电汽轮机用钢蓝脆和应力腐蚀的交互作用

本文研究了核电汽轮机用钢蓝脆和应力腐蚀的交互作用，结果表明：这类中强度钢在水介 中的应力腐蚀敏感性很小，保能用慢拉伸方法才能发现。但是，在蓝脆温度附近，动态应变时效将和应力腐蚀发生交互作用，从而使应力腐蚀敏感性急剧升高。其原因和应变高度局部化导致的氢富集有关。     

应力强度因子对镍基合金应力腐蚀开裂裂尖力学特性的影响

以紧凑拉伸试样为研究对象,通过加载不同大小的应力强度因子KI,用有限元方法研究了不同状态下SCC裂尖氧化膜和基体金属的应力分布规律。结果表明:裂尖区域氧化膜和基体金属对裂尖应力强度因子KI的变化敏感度不同;随着KI的增大,氧化膜破裂前和破裂后应力应变在裂尖区域的分布规律均发生了变化,该变化对裂纹扩展有一定的促进作用。     

缝隙腐蚀研究进展及核电材料的缝隙腐蚀问题

综述了缝隙腐蚀的主要机理、模拟研究技术及影响因素,介绍了核电材料在实际服役过程中的缝隙腐蚀问题,讨论了高温高压水环境下缝隙腐蚀研究存在的主要问题以及进一步的研究方向。     

介质条件对核电用镍基合金传热管SCC的影响

综述了环境因素，包括温度、ＰＨ值、溶解氧、氯离子、氢、荷性碱含硫化合物以及铅等对压水堆核电站蒸汽发生器传热管用基合金材料（８００、６００、６９０合金）和腐蚀破裂（ＳＣＣ）敏感性的影响。     

奥氏体不锈钢副照促进应力腐蚀破裂的模拟研究

本文从材料成分、水化学环境和辐照粒子等方面叙述了奥氏体不锈辐照促进应力腐蚀破裂的模拟研究方法和相关模拟研究取得的进展。这类模拟研究在核电材料的研究中占有相当的地位。     

预蠕变对奥氏体不锈钢和黄铜应力腐蚀的影响

用恒载荷和恒位移试样分别研究了预蠕变对奥氏体不锈钢在成膜(42%MgCl_2)和不成膜(0.5mol/L HCl+0.5mol/L NaCl)溶液,以及黄铜在氨水溶液中应力腐蚀的影响结果表明,如用恒载荷试样,则无论是不锈钢还是黄铜,预蠕变对应力腐蚀断裂时间和门槛值均没有影响;如用恒位移试样,则预蠕变能使不锈钢和黄铜应力腐蚀门槛值成倍提高黄铜在氨水中加载阴极保护足够长时间后能抑制随后开路条件下的应力腐蚀,这归因于阴极极化改变溶液成分和pH值,而不是预蠕变的影响     

随机因素对镍基合金应力腐蚀裂尖力学特性的影响

镍基合金的应力腐蚀开裂是核电站一回路中最重要的潜在安全隐患之一,考虑物理参数的随机性,基于氧化膜破裂理论,研究了镍基合金应力腐蚀裂尖力学特性的分散性规律。为了提高随机参数数值分析的效率,结合MATLAB和ABAQUS子模型技术的优点,完成了MATLAB对ABAQUS 的二次开发,将有限元数值模拟和拉丁超立方抽样方法相结合,获得了弹性模量、屈服强度等随机参数对应力腐蚀裂尖氧化膜和基体金属区域应力应变的影响规律,并验证了方法的可行性。结果表明,随机性的影响不容忽略,屈服应力的随机性对裂尖应力的分散性影响最大,而弹性模量的随机性对裂尖塑性应变分散性的影响最为显著。     

表面喷丸压力对304不锈钢应力腐蚀敏感性的影响

采用3种表面喷丸压力对304不锈钢板状试样进行强化处理。通过扫描电子显微镜分析了强化层的厚度和晶粒细化程度,采用显微硬度计检测了表层显微硬度分布。通过5%NaCl溶液中慢应变速率拉伸试验,比较了0.25、0.30和0.40 MPa喷丸压力处理后试样的应力腐蚀敏感性。结果表明：表面喷丸强化处理可以细化试样表层晶粒,提高硬度;随着喷丸压力的升高,试样表层晶粒层厚度增大,表面硬度提高,应力腐蚀敏感性指数降低。     

1Cr13不锈钢的应力腐蚀开裂和应力腐蚀的缓蚀剂

研究了在酸性氯毁子溶液中抑制1Cr13不锈钢应力腐蚀开裂的缓蚀剂,研究表明这种不锈钢的应力腐蚀开裂受氢脆机理所控制,抑制应力腐蚀开裂的缓蚀剂均抑制了阴极过程,这是与奥氏体不锈钢的结果不同的,对于奥氏体不锈钢抑制应力腐蚀开裂的缓蚀剂均抑制了阳极过程     

不锈钢和镍基合金在高温高压醋酸溶液中的腐蚀行为

采用特制高压釜设备,研究304L不锈钢、316L不锈钢、317L不锈钢和镍基合金(Incoloy 800)在高温高压醋酸溶液中的腐蚀,初步探讨了不锈钢和镍基合金在醋酸溶液中的腐蚀机理及Ni和Mo元素对提高不锈钢耐蚀性能的影响.结果表明,温度对不锈钢和镍基合金耐蚀性有显著影响,随着温度的升高,腐蚀速率逐渐增大,当温度升高到一定值,不锈钢的耐蚀性会急剧下降.在低温醋酸溶液中,Ni对于提高不锈钢耐蚀性是有益的;在高温醋酸溶液中,Ni对于提高不锈钢耐蚀性没有显著影响.在低温醋酸溶液中,Mo对于提高不锈钢耐蚀性没有显著影响;在高温醋酸溶液中,Mo对于提高不锈钢耐蚀性是有益的.