核电结构材料腐蚀疲劳裂纹扩展行为研究现状与进展

综述了核电结构材料腐蚀疲劳裂纹扩展的研究现状及环境、力学、材料等因素的影响规律,讨论了高温高压水环境中考虑环境效应的疲劳裂纹扩展模型,提出了当前核电结构材料高温高压水腐蚀疲劳裂纹扩展机制及模型研究面临的主要问题及未来可能的研究方向。     

压水堆核电厂热态功能试验水化学与设备材料腐蚀关系的研究进展

热态功能试验(HFT)是新建核电厂装载燃料前的试运行阶段,目的是验证压水堆(PWR)核电厂在冷态、正常运行和停堆的整个温度和压力范围内相关设备和系统的功能响应,以确保其能按设计要求正常运行。HFT水化学可以在PWR一回路关键设备表面形成一层稳定、具有保护性的预氧化膜,有效降低设备材料在后续长期正常运行过程中的腐蚀速率、金属离子的释放速率及放射性核素在腐蚀产物膜中的掺杂,进而缓解核电厂的腐蚀,降低停堆辐射剂量率。本文综述了目前PWR核电厂应用的HFT水化学与优化HFT水化学参数的研究评价方法,分析了H₃BO₃、LiOH、pH_T、溶解氢及注Zn等HFT水化学因素对关键设备材料腐蚀行为的影响,指出了目前HFT水化学研究中的不足和进一步的研究方向。     

耐Pb-Bi腐蚀Si增强型铁素体/马氏体钢和奥氏体不锈钢的研究进展

结构材料是制约铅冷快堆建设的关键因素之一，原因是其组成元素在液态Pb-Bi共晶(LBE)中会发生不同程度的溶解，影响结构安全。候选结构材料铁素体/马氏体钢T91与不锈钢316在550℃饱和氧LBE环境中发生快速氧化腐蚀；溶解氧浓度降至1.26×10^-6%(质量分数)可减轻T91的液态LBE腐蚀，但低于1×10^-6%时，T91与316钢发生溶解腐蚀；T91液态LBE脆化敏感性高，导致其在350℃液态LBE中腐蚀疲劳寿命显著降低。与商用的(9%～12%)Cr铁素体/马氏体钢和316型奥氏体不锈钢相比，经微合金化的Si增强型铁素体/马氏体钢(9Cr-Si和12Cr-Si)和奥氏体不锈钢(ASS-Si)，具有较好的组织稳定性和综合力学性能，且在液态LBE中形成的富Si氧化物提高了氧化膜的致密性，改善了其耐腐蚀性能，在550℃下静态饱和氧和动态控氧LBE环境中的溶解腐蚀受到抑制，有望满足铅冷快堆的设计需求。