新型的具有热流表面沸腾工况的腐蚀试验装置

核蒸汽发生器中的传热管,因管壁最薄,工作条件十分恶劣,往往由于腐蚀而破裂。新型具有热流表面沸腾工况的腐蚀试验装置,为深入研究传热管在工况条件下的应力腐蚀破裂原因及其解决办法,提供了最新的试验手段,此装置可以用于各种材质及不同加工工艺的传热管的腐蚀筛选,模拟蒸汽发生器局部沸腾浓缩工况下的抗应力腐蚀破裂性能的研究,传热管结构腐蚀敏感部位的局部腐蚀裂性能研究,确定二回路水质中Cl~-和NaOH浓度的控制范围,制订出水质的危险标准。装置的试验与静态高压釜试验相比前进了一大步,使试验条件更加接近于工况条件,与模拟体试验相比也能进行模拟工况试验,但比模拟体试验简单容易、投资少、见效快、小巧灵活、在工程研究上起到很大的作用。     

压水堆核电站蒸汽发生器管子的腐蚀破裂

本文叙述了世界各国核电站蒸汽发生器传热管子历年发生破损事故的情况,对管子破损的原因进行了分析,最后从材料、水质和结构设计三方面提出了防止管子破裂的方法。     

30万千瓦压水堆核电站设备与材料的腐蚀与防护

本文介绍我国自建第一座核电站中的腐蚀研究工作,试验表明所选择的堆结构材料的耐蚀性能是符合设计要求的,可用于工程建设中。一回路系统的 Zr-4包壳材料、GH-169定位格架和弹簧材料及钎焊料,压力壳堆焊不锈层和镍基密封面材料、控制棒组件材料和驱动机构材料等的静、动水腐蚀率都小于10mdm。在一回路含硼水中,经2000～5000小时试验未发生应力、小孔、电偶、缝隙腐蚀。根据腐蚀产物释放速率制定了一、二回路的水质标准。二回路系统通过试验和调查,选用 In-800作为蒸汽发生器传热管、工业纯钛作为主冷凝器和热交换器传热管和管板材料。分析了辅助系统中不锈钢及碳钢的腐蚀原因。选择了合适的缓蚀方法和耐γ辐照的油漆涂料。并最后对今后开展的研究项目提出了具体意见。     

γ射綫和堆射綫对鋁的电化学腐蝕的影响

本文重点研究了在γ射线和堆射线作用下对几种堆用鋁材在不同浓度的銅、氯离子溶液中点腐蝕的影响。結果表明,高能γ射线可以在低溫高純水內减緩点腐蝕的发生或将它轉化为均匀腐蝕,并稍有加速作用。同时研究了γ輻射加速所述各种鋁材均匀腐蝕的机理以及堆射线对这些鋁材的腐蝕和对金属偶Cu/0.1ppmCu~(++)+0.2ppmCl~-溶液/Al的电化学行为的影响。     

30万千瓦压水堆核电站的主要结构材料

我国自行设计制造的第一座核电站为30万千瓦压水堆核电站。本文主要介绍该核电站主要结构材料的选用情况和对今后工作的意见。     

辐照对金属表面电化学过程的影响

电离辐射能够改变电极过程的性质,并能破坏其动力学的平衡.木文初步研究了高能γ辐射和反应堆内辐照对金属偶Я1Т钢3%NaCl/Al和Zr/3%NaCl/Al的电极过程的影响.测定了金属偶的极化曲线和随时间变化的腐蚀电流.实验证实,重辐射和轻辐射都能加剧金属偶的电化学过程.文章最后根据半导体理论着重讨论了加剧金属偶电化学过程的机理.     

电子輻照对金属偶电化学行为的影响

原子能动力的发展促进了有关电离辐射对金属性能影响的研究,但是,到目前为止,电离辐射对金属的电化学与腐蚀行为的研究还是很少的。大家知道,反应堆工程中的腐蚀问题往往是比较严重的,腐蚀的发生可能是由于两种不同金属与溶液或熔盐接触时的电偶作用,甚至在单一金属内,由于制造时异金属的夹杂物,或者由于水质不纯,正电金属离子的二次沉淀等原因,也能促进结构材料的腐蚀。     

30万千瓦压水堆核电站的主要结构材料

核反应堆对结构材料的要求是:(1)中子吸收截面小;(2)抗冷却介质腐蚀性能     

辐照对金属腐蚀的影响

电离辐射能够改变电极过程的性质,並能破坏其动力学的平衡。本文研究了辐照对铝在含铜、氯离子溶液中点腐蚀的影响。结果表明,辐照可以减缓点腐蚀和加速均匀腐蚀;如果严格控制水质,可以显著地降低辐照的有害作用。同时,还研究了各种辐射对金属偶腐蚀的影响,测定了极化曲线和随时间变化的腐蚀电流,实验证实,重辐射和轻辐射都能加速金属偶的电化学过程。最后,讨论了辐照腐蚀的机理,提出了辐射电化学的半导体效应。