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316不锈钢在高温钠中的腐蚀 总被引:1,自引:1,他引:0
文章报道了316 Ti不锈钢在650℃钠中浸泡10000h的初步腐蚀结果,该研究是在带有真空-惰气手套箱的热对流钠回路中进行的。获得了316 Ti不锈钢腐蚀性能的基本数据及钠工艺方面的实际经验,观察了钠腐蚀作用下的增重现象及显微组织的变化,并对相关参数进行了测定。 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报》2007,(1)
为对CEFR过热器锈管进行静态钠中行为的试验,了解CEFR过热器管上的铁锈是否可被高温钠溶解,如能溶解,溶解的铁锈呈何种状态,溶解的温度及时间是多少,以便采取相应的解决办法,保证CEFR的安全运行。 相似文献
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CEFR的蒸汽发生器检测管由俄罗斯进口的10X2M钢与国产304L不锈钢焊接而成,其焊接区处在310℃流动钠中。诸多的快堆运行经验表明,部件的焊接处往往是部件受损的薄弱环节,因此,焊接件在高温钠中的抗晶间腐蚀性能及其相容性特征对CEFR的安全运行与安全分析有十分重要的意义。为确保快堆安全,本工作在CEFR的工况条件下进行了模拟试验,观察并分析焊接件材料与310℃钠的相容性特征及晶间腐蚀倾向,以为CEFR的安全运行及安全分析提供试验根据。 相似文献
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CEFR运行时,一次泵和中间热交换器支撑上的及大旋塞上人孔通道中的不锈钢波纹管均处在高温钠蒸气介质中,波纹管的焊接区在快堆运行工况下是否会发生晶间腐蚀,这直接关系到CEFR的安全运行,必须给予足够的关注。为此,在CEFR的工况条件下进行了摸拟试验,观察并分析焊接件材料与高温钠蒸气的相容性特征及晶间腐蚀倾向,为CEFR的安全运行及安全分析提供试验根据。 相似文献
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CEFR大、小栅板联箱是堆芯支承结构的主要部件,在反应堆的寿命期内不可更换,为核安全一级设备。连续长时间的钠浸泡及承重,使人们不得不特别关注该部件焊接部位的晶间腐蚀倾向及其力学性能变化。本课题目的是在模拟的CEFR工况条件下试验并检查大、小栅板联箱焊接件的晶间腐蚀情况以及试验前后力学性能的变化,为CEFR的安全运行及安全分析提供试验依据。 相似文献
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在高温气冷堆进水进空气事故下,空气和水蒸气会与堆内的石墨材料发生化学腐蚀反应,从而可能影响反应堆的安全。为研究高温气冷堆内石墨材料的氧化腐蚀特性,本文利用气相色谱法实验测量了IG-110石墨在不同温度和不同气体组分配比情况下的腐蚀速率及腐蚀产物,并利用THERMIX/REACT软件对整个石墨腐蚀过程进行了模拟。研究结果表明:反应温度对石墨腐蚀的影响最为显著,腐蚀速率随着温度的升高而增大,同时随着温度升高,CO与CO2的含量比也逐渐增大。通过与实验结果对比分析,验证了THERMIX/REACT软件用于高温气冷堆安全分析的可靠性。 相似文献
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在氧含量≤25 μg/g、碳含量为26 μg/g的495℃热对流钠中,对俄罗斯进口的CEFR过热器出口管10X2M焊接件及俄罗斯的入口管12X1M-国产304H焊接件进行了2 800 h的相容性试验研究.试验后分析测试了焊接件试样的平均腐蚀速率、微观腐蚀形貌、表面组分元素含量,力学性能以及断口形貌.结果表明,在本试验条件下两种焊接件试样与高温钠具有好的相容性. 相似文献
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Inconel 617合金是高温气冷堆蒸汽发生器的候选材料,在反应堆超高温运行时可能会受到氦气中痕量杂质的腐蚀。为探究合金在高温堆环境中的腐蚀机理,本研究开展了Inconel 617合金在980℃的非纯氦气中的腐蚀实验,对气相以及腐蚀行为进行了分析。通过化学热力学和动力学计算,阐明了合金脱碳的机理,并建立了碳迁移判定模型和脱碳反应预测模型,与实验数据有良好的一致性。在此基础上,研究了预氧化和温度对脱碳反应的影响。研究结果表明,即使杂质含量极低,也会诱发相关的腐蚀行为。降低运行温度可以有效避免合金脱碳,但预氧化的抗脱碳效果不理想。因此,极低杂质含量并非高温堆一回路净化目标,应该根据模型预测和实验分析来选择更加合理的杂质控制方案。 相似文献
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热管冷却反应堆中的高温金属钠发生泄漏后,会与空气反应产生燃烧甚至爆炸,危害堆芯安全。针对高温状态下热管钠泄漏存在实验稀少、现象不明等问题,本文开展了钠热管顶部泄漏模拟实验,将15 g钠放入不锈钢管加热至904.8℃,在湿度13.12 g/mL的湿润空气中打开,测量过程中用压力、温度变化衡量危险程度。结果为热管泄漏会发生燃烧产生黄色火焰,发出爆炸响声,反应室中检测到压力脉冲0.081 MPa,反应室最高升温192.1℃。实验结果(包括实验现象和泄漏过程分析)为后续热管冷却堆的设计和安全评估提供了参考。 相似文献
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研究3种高温合金和4种奥氏体不锈钢在380℃、25 MPa去离子水中的均匀腐蚀行为,使用场发射扫描电镜(FEG-SEM)和X射线能谱仪(EDS)分析不同腐蚀时间的表面氧化膜形貌与合金元素分布。结果表明,实验工况下合金腐蚀增重无明显规律,腐蚀失重均为对数规律;HR3C合金腐蚀失重最小,347合金最大,二者相差一个数量级。所有材料表面均能生成较为完整致密的双层氧化膜,外层相对贫Cr、Ni,缺Mo而富O。316Ti、718、825、800H、HR3C等多种合金出现点蚀,依照成分不同,点蚀区域呈现富Nb、Ti,贫Cr、Ni,缺Mn、Mo等现象。 相似文献
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采用电化学阻抗谱测试技术、光学显微镜、扫描电镜及X射线能谱研究了V-5Cr-5Ti合金在Cl-溶液中的界面腐蚀特性,并与钒进行了比较。结果表明,在50 μg/g Cl-的KCl溶液中,V与V-5Cr-5Ti合金的电化学阻抗谱均具有容抗弧特性,其界面腐蚀物理结构模型可用R1(Q1(R2(Q2R3)))等效电路表示,V的腐蚀电极过程电荷转移电阻远大于V-5Cr-5Ti合金;V的腐蚀为均匀腐蚀,而V-5Cr-5Ti合金为局部腐蚀;V的抗腐蚀性能优于V-5Cr-5Ti合金。 相似文献
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奥氏体321不锈钢常用作核反应堆冷却剂主管道结构材料,铅铋共晶合金是第四代核能系统(Gen Ⅳ)铅冷快堆冷却剂的主要候选材料。为研究321不锈钢与高温液态铅铋共晶合金的相容性,对321不锈钢在550 ℃液态铅铋共晶合金中的200、400、600 h腐蚀现象进行了研究。对不同腐蚀时间后腐蚀试样的表面和截面分别进行了XRD和SEM、EDS检测。结果发现:在321不锈钢试样表面产生了一种随腐蚀时间增加先生长后脱落的含O、Ti、Pb元素的化合物(Ti2O和Pb2O3);在321不锈钢基体与铅铋共晶合金交界处会产生一层随腐蚀时间增加不断增厚的扩散层;321不锈钢在铅铋共晶合金中发生溶解腐蚀,在Fe、Cr元素不断向铅铋共晶合金中溶解时,伴随着Pb、Bi元素向基体中的渗透。 相似文献