压水堆燃料元件定位架钎焊料和母材在高温静水中的腐蚀性能

本文研究了 Ni-Cr-Si、Ni-Cr-Si-p、Ni-Cr-P 和 Ni-p 四个系列共18种钎焊料和母材(1Cr18Ni9Ti 和 GH169)在350℃高纯中性除氧静水中的腐蚀行为,分析了合金元素对四个系列钎焊料耐蚀性能的影响。试验结果表明:在四个系列的钎焊料中,Ni-Cr-si 系和 Ni-Cr-Si-p 系的耐蚀性能比较优越。在所试验的18种钎焊料中,耐蚀性最好的是10~#钎焊料,较好的则有7~#、9~#、33~#、52~#和88~#等。同一种钎焊料与不同的母材钎焊时,所得的钎焊层的耐蚀性是不同的。     

He泡对镍基合金腐蚀性能的影响

为了明确辐照对熔盐环境中合金腐蚀性能的影响,采用1.2 MeV的He离子对镍基UNS N10003合金进行了剂量为5×1015ions?cm-2和5×1016ions?cm-2的辐照实验,并将未辐照和辐照后的合金置于650℃的FLiNaK熔盐中进行200 h的腐蚀实验。采用扫描电子显微镜和透射电子显微镜对合金的表面形貌、元素分布及微观结构进行了分析。结果表明:低剂量下辐照未发现对合金腐蚀有明显的影响;高剂量下辐照后,合金中产生了He泡;在熔盐中腐蚀后,合金表面出现孔洞且Cr元素大量流失。利用纳米压痕技术对高剂量下辐照的合金在熔盐环境中的硬度演化行为进行了研究。结果显示:辐照后的合金硬度为4.12 GPa,腐蚀后的合金硬度为2.65 GPa,辐照腐蚀后的合金硬度为3.16 GPa,是辐照和腐蚀综合作用的结果。     

镍基合金825在超临界水中的腐蚀性能研究

研究了镍基合金825在550 ℃/25 MPa、600 ℃/25 MPa和650 ℃/25 MPa超临界水（SCW）中的应力腐蚀开裂敏感性,以及在超临界650 ℃/25 MPa、次临界290 ℃/15.2 MPa水中的均匀腐蚀性能。通过慢应变速率拉伸实验得到了相应的应力-应变曲线,结果表明,随温度的升高,825的机械强度和塑性逐渐下降;实验后试样的SEM图像表明,825在3种工况下的应力腐蚀开裂倾向大小关系为600 ℃＞550 ℃＞650 ℃。825在SCW条件下的腐蚀实验表明,其腐蚀增重大致符合幂函数生长规律;而其在次临界条件下的腐蚀增重变化却呈现出先减后增的特征。     

压水堆燃料元件定位架钎焊接头在含氯介质中的应力腐蚀性能

本文叙述了 Ni-Cr-Si、Ni-Cr-P 和 Ni-P 三个系列共16种钎焊接头在150℃含氯介质中的应力腐蚀性能试验及其结果。试验结果表明,Ni-Cr-Si 系钎料中,Ni-Cr-Si-Ge 钎焊接头耐应力腐蚀性能最好,其次是 Ni-Cr-Si-P-Ge、Ni-Cr-Si-P-Ge-Pd 和 BNi_5 钎焊接头。Ni-Cr-P 系钎焊料中,只有 Ni-Cr-P-Mo-Zr钎焊接头耐应力腐蚀性能是较好的。     

铁素体-马氏体钢P92在超临界水中的腐蚀性能

研究了P92钢在550和600℃超临界水中的腐蚀特性,采用扫描电镜、X射线能谱仪和X射线衍射仪分析了氧化膜的表面形貌、组织结构和元素分布。结果表明：P92钢在超临界水中的氧化动力学大致服从立方生长规律,600℃下P92钢的腐蚀增重和氧化膜厚度均为550℃时的3倍。P92钢在超临界水中形成的氧化膜为双层结构,氧化膜外层富Fe,而内层富Cr。600℃时P92钢氧化膜发生了开裂和剥落,其原因主要在于降温过程中基体与氧化物间的热膨胀系数不相匹配而产生的较大热应力。     

锆-4合金包壳管抗疖状腐蚀性能研究

阐述了锆-4合金包壳管疖状腐蚀机理及改善疖状腐蚀性能的途径,并通过生产实践证明采用高Fe和Cr化学成分和低温加工工艺改善锆-4合金包壳管抗疖状腐蚀性能的方向是正确的、可行的.目前采用低温加工工艺生产的锆-4合金包壳管已达到技术条件要求,保证了反应堆在燃耗寿期内的安全运行.     

氧分子离子单独和组合注入对金属铀抗腐蚀性能的影响

报道了氧分子离子注入表面形成的氧化膜对铸态金属α－Ｕ的抗腐蚀性能的影响。经注入和未注入试样的电化学、９６℃饱和蒸汽腐蚀、５０ｍｇ／１ＫＣｌ溶液浸泡和室内大气环境下的腐蚀试验发现，氧分子离子单独和组合注入明显地改善了金属铀的抗腐蚀性能。Ｘ－射线衍射试验证实氧离子注入在试样表面形成了ＵＯ２保护层。     

14MeV中子活化分析测定地质样品中的铬和硅

通过测量~(52)Cr(n,p)~(52)V和~(28)Si(n,p)~(28)Al反应产生的能量为1.434MeV和1.779MeV的γ射线强度可以计算出铬和硅的含量。本文利用这二个反应测定了铬和硅,并研究了分析铬时的干扰影响,确定了铬的探测限。 本工作使用的标准为光谱纯的SiO_2和Cr_2O_3,用光谱纯的石墨稀释。样品粉碎后经160目过筛,制靶前经105℃烘干。 辐照时的中子通量为10~8n/cm~2·s,束流500μA,照射300秒,冷却60秒,计数180秒。所用仪器设     

离子注入碳对铀抗腐蚀性能影响的研究

利用离子注入技术分别用单能量和多能量叠加注入方式在铀表面注入碳形成表面改性层，并对改性层的形貌、注入元素的分布和相结构分别进行扫描电镜（SEM）、俄歇电子能谱（AES）及表面相结构衍射谱（XRD）分析，利用电化学极化法测试注入样品的抗腐蚀性能。结果表明：离子注入碳能够提高铀表面抗腐蚀的能力。     

热处理对690合金腐蚀性能影响的实验研究

采用适合高Ｃｒ含量合金的晶间腐蚀试验方法（沸腾６５％ＨＮＯ。＋０．１％ＨＦ溶夜浸渍试验）和在３１６℃、５０％ＮａＯＨ溶液中的慢应变速率试验（ＳＳＲＴ）．研究了热处理对６９０合金晶间腐蚀和碱应力腐蚀性能的影响．热处理包括不同固溶温度（９５０－１１５０℃）及特殊热处理（Ｔ．Ｔ７１５℃）时不同保持时间（２～３０ｈ），根据试验结果．推荐６９Ｏ合金的热处理条件是；固溶温度应＜１１００℃，在７１５℃特殊热处理保持时间１５ｈ。     

HR3C在超临界水中的腐蚀性能研究

通过高压釜浸泡实验研究了超级奥氏体不锈钢HR3C在循环的超临界水（SCW）中的均匀腐蚀性能,实验温度分别为550、600、650 ℃,压力为25 MPa,并对实验后试样生成的氧化膜进行了SEM、EDS和XRD分析。实验结果显示,HR3C在SCW环境中的氧化腐蚀速率随着温度的升高而增大,1 500 h后650 ℃ SCW环境下材料的腐蚀增重约为550 ℃时的2倍。材料表面生成的氧化膜主要成分为FeCr₂O₃、Fe₃O₄和Fe₂O₃,内层氧化膜富Cr而外层氧化膜富Fe。     

铬-51通过DTPA标记γ-球蛋白和单克隆抗体

~(51)Cr是反应堆生产的核性质较好的核素,目前已在临床上使用。Cr(Ⅲ)(d~3)形成的络合物是惰性的,用它络合标记的抗体在体内有较高的稳定性。 我们研究了快速、稳定地标记羊抗人IgG的化学条件。Cr(Ⅲ)可以直接与IgG结合,但不够稳定。用环状酸酐法,将双功能螯合剂DTPA连接到IgG上,在室温下与Cr(Ⅲ)不反应。     

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。     

离子束辅助沉积铌提高铀的抗腐蚀性能研究

利用离子注入技术在铀表面进行了离子束辅助沉积铌和离子注入铌形成表面改性层，并对改性层的厚度、注入元素的分布进行俄歇电子能谱（AES）分析和表面相及结构的X射线衍射谱（XRD）分析，用电化学极化法测试抗腐蚀性能。结果表明：离子束辅助沉积表面改性层比离子注入表面改性层明显增厚，铀的耐蚀性得到进一步改善。最后讨论了注铌改性层耐蚀性提高的原因。     

电化学去污对基体材料不锈钢抗腐蚀性能的影响

研究电化学去污期间1Cr18Ni9Ti不锈钢试样单位面积质量和表面形貌的变化及去污前后试样的阳极极化曲线变化。结果表明：伴随着失重，试样表面变得光滑；电化学去污对材料抗腐蚀性能没有影响。     

基于腐蚀性能的碳钢管道使役时间评价方法

核电厂管道系统腐蚀程度监测和预测使役时间是核电厂安全性能评估的重要内容之一.文章介绍了采用M（o）ssbauer谱分析碳钢管道腐蚀产物,超声无损检测确定管壁剩余厚度,依据统计学原理,计算各类管道系统管壁腐蚀程度的分布和理论腐蚀速率,用于评估管道在下一生产周期的安全状态和使役寿命.     

压水堆条件下锌对奥氏体不锈钢腐蚀性能的影响

模拟压水堆一回路冷却剂环境,对316和304奥氏体不锈钢在不加锌和加锌浓度为50ppb的315℃溶液中进行了两组500h腐蚀实验。结果表明,锌能有效地降低两种材料的均匀腐蚀速率,加锌后表面氧化膜厚度变薄,氧化膜形貌和成分也有明显改变,304不锈钢表面有大量针状腐蚀产物出现。     

环氧玻璃钢耐γ辐照及耐水腐蚀性能的研究

为了解决反应堆工程中某些碳钢结构的箱、槽、罐、池及管道的防腐问题,我们对国内生产的、用手糊贴衬、常温常压固化、不同环氧树脂与固化剂制做的玻璃钢进行了耐辐照及耐水腐蚀性能的研究,以便选择耐辐照、耐腐蚀及工艺性能好的材料。     

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.