高温水环境下温度对316L不锈钢应力腐蚀开裂的影响

在高温水环境中,采用慢应变速率拉伸实验方法研究了温度对316 L不锈钢应力腐蚀开裂的影响规律,并通过扫描电镜(SEM)对试样断口形貌进行分析.结果表明:在高温水环境中,温度为200~345℃时316 L不锈钢具有应力腐蚀开裂敏感性;材料脆性指标随温度升高而增大,应力腐蚀开裂敏感性增强,断口分析与之吻合;250℃是316 L不锈钢发生应力腐蚀开裂的敏感温度,断口边缘形貌呈现明显脆性断裂特征.     

B-Li水化学对核电站金属材料腐蚀的影响

本文阐述了压水堆核电站一回路B-Li水化学工况控制的发展趋势,及其对腐蚀产物、降低剂量率的作用;概括了B浓度、Li浓度及pH值对镍基合金、不锈钢、锆合金的PWSCC敏感性、裂纹扩展速率、腐蚀产物释放速率等性能的影响;分析了核电站应用富集硼酸的积极作用。一回路水化学控制在较高pH有利于减少核电站金属材料的腐蚀,提高核电站的安全与可靠性。     

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。     

国产核电站主蒸汽管道P 280 GH材料断裂韧性试验研究

主蒸汽管道材料的断裂韧性J-R曲线是LBB技术应用的必要设计输入。采用ASTM E1820—2015a断裂韧性测试标准的单试样法,对主蒸汽管道P 280 GH材料样品进行了断裂韧性试验研究。试验结果表明,主蒸汽管道P 280 GH材料韧性较好,采用单试样法获得有效的J-R曲线成功率较低。通过界值曲线分析方法,采用有效的下包络J-R曲线参数构造BAC曲线,分析结果显示,所有应力坐标点均位于BAC曲线的下方,满足LBB分析要求。     

辐照损伤对反应堆压力容器钢硬度的影响

通过监测反应堆压力容器钢服役过程中硬度的变化来表征其辐照损伤程度的方法日益引起研究界的关注。介绍了国内外在反应堆压力容器钢辐照脆化过程中硬度变化规律领域所开展的研究工作,并讨论了目前所取得的研究成果与存在的不足。最后提出了通过探索反应堆压力容器在服役时力学性能、硬度之间的潜在关联,以此为基础形成准无损评估技术,可为反应堆压力容器辐照监督提供一条新的思路。最后指出了对国产反应堆压力容器钢尽快开展辐照硬化研究工作的必要性与重要性。     

电镀镍层对金属封装外引线弯曲疲劳性能的影响

笔者系统地研究了改善金属封装外引线抗弯曲疲劳的方法。发现各种类型的电镀镍层对外引线弯曲疲劳性能有不同的影响,其中在氨基磺酸镍镀液中,采用多波形电流电镀时外引线抗弯曲疲劳的性能最好。另外,用H2作为保护气体,对引线弯曲性能较差的镀覆亮镍的金属封装进行退火,也能明显改善外引线的抗弯曲疲劳能力。     

工艺因素对金属封装外引线弯曲疲劳的影响

考察了金属封装外壳制造工艺对外引线弯曲疲劳的影响,发现电镀镍是导致外引线弯曲次数明显减少的最主要工艺步骤,且随镀镍层厚度的增加,弯曲次数减少。此外还讨论了外引线的氢含量和晶粒度对引线抗疲劳能力的影响。     

质子辐照对AL-6XN在高温高压水中的腐蚀行为影响

利用扫描电镜、能谱分析和X射线衍射研究质子辐照前后的奥氏体不锈钢AL-6XN在高温高压水中的腐蚀行为。结果表明,未辐照的样品在高温高压水中生成了完整的氧化膜,样品增重随着浸泡时间的增加而增加,温度越高腐蚀增重越显著。经过质子辐照后的材料在290℃/10 MPa水中氧化膜发生了严重的溶解,浸泡后样品出现了失重,在550℃/25 MPa超临界水中外层氧化膜发生了剥落,且浸泡时间越长氧化膜剥落越严重。质子辐照不影响氧化膜的元素组成和相结构,同时建议了质子辐照后奥氏体不锈钢在高温水中氧化膜剥落的模型。     

固溶温度对690合金在NaOH溶液中的电化学性能影响

采用SEM方法研究不同温度固溶处理的690合金组织结构,利用动电位极化、电化学阻抗和局部电化学交流阻抗（LEIS）等方法研究了其在NaOH溶液中的电化学行为。SEM结果表明,固溶处理温度1095℃的690合金的晶粒较大,晶界上分布着连续的碳化物。极化曲线结果表明,固溶处理温度1090℃的690合金在氢氧化钠溶液中的电流密度最大;电化学阻抗表明,固溶处理温度1100℃的690合金在氢氧化钠溶液中的阻抗模值较大。局部电化学交流阻抗谱表明,不同温度固溶处理的690合金在氢氧化钠溶液中的电化学阻抗具有明显不同的分布特征。     

B-Li水化学对核电金属材料腐蚀的影响

本文阐述了压水堆核电站一回路B-Li水化学工况控制的发展趋势,及其对腐蚀产物、降低剂量率的作用;概括了B浓度、Li浓度及pH值对镍基合金、不锈钢、锆合金的PWSCC敏感性、裂纹扩展速率、腐蚀产物释放速率等性能的影响;分析了核电站应用富集硼酸的积极作用。一回路水化学控制在较高pH有利于减少核电站金属材料的腐蚀,提高核电站的安全与可靠性。