核级电缆用聚合物材料在γ射线辐照下的指数老化模型

对核级电缆用8种聚合物材料试样进行了不同累积剂量下的γ射线辐照加速老化试验,并对辐照后的试样进行了拉伸性能测试,基于断裂伸长率和累积辐照剂量建立了指数老化模型,并用文献数据进行了普适性验证;对指数老化模型进行简化并进行了试验验证。结果表明:经γ射线辐照后,试样的断裂伸长率随累积辐照剂量呈指数变化规律;指数老化模型拟合试验数据的相关系数均大于0.98,且具有普适性;当有效试验数据为2个时,简化模型预测得到的断裂伸长率与测试值的最大相对误差仅约0.1,满足工程要求。     

基于直流电压降法的传热管疲劳裂纹扩展速率测量

介绍了基于直流电压降法测量蒸汽发生器传热管690合金轴向疲劳裂纹扩展速率的销加载拉伸方法.该方法与其他方法相比较,可以直接采用原始管状材料,在线连续测量管状试样在不同应力强度因子下的疲劳裂纹扩展.通过对标准紧凑拉伸试样的类比分析,建立传热管试样的销加载拉伸模型,并对该模型进行电学和力学有限元模拟分析,确定直流电压降数据采集方法.验证试验采用核电蒸汽发生器用690合金传热管,分别研究了室温和高温325℃空气中载荷和温度对材料疲劳裂纹扩展速率的影响,试验结果采用Paris-Erdogan公式进行拟合,吻合度较好.扫描电镜下观察端口形貌,疲劳裂纹的扩展为穿晶形式,在穿晶断口上观察到明显的疲劳辉纹和微塑性区.      

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。     

一种防卡咬螺纹润滑剂的理化和摩擦学性能研究

Di-aromatics base oil and graphite powder, adding with viscosity index improver and anti-oxidant and rheological additive, were used to prepare a kind of anti-seize thread lubricant. Its physical chemistry properties, such as water resistance, thermal oxidation and aging properties, tribological performance were evaluated and compared with those of some commercial product. The results show that the overall the overall performance of the anti-seize thread lubricant met the level of some commercial product, and some properties such as thermal stability, anti-wear and anti-friction properties were better. It is more suitable for high temperature conditions.     

超临界水冷堆燃料包壳候选材料的耐腐蚀性能

介绍了超临界水冷堆候选材料的相关腐蚀实验结果,并且讨论了每种候选材料在超临界水环境中的耐腐蚀性能。根据当前研究结果可知,高Cr含量的奥氏体不锈钢在超临界水中具有良好的抗腐蚀性能,因此其最有可能成为超临界水冷堆燃料包壳材料。     

反应堆事故下安全壳地坑水池的化学效应

核电站失水事故下,化学碎片可能引起安全壳地坑滤网堵塞,影响专设安全设施正常运行。模拟了不同材料遭遇喷淋冲刷进入安全壳地坑后的溶解、沉淀特性。结果表明：不同材料的溶解腐蚀有较大差异,同种材料在不同pH环境中也表现出腐蚀区别。Al、Si是产生化学沉淀的主要元素,启动安全壳喷淋系统和触发安全壳TSP(磷酸三钠)调节篮均能促进化学沉积生成,增加地坑滤网堵塞风险。降低Al、Si等元素释放是缓解滤网堵塞的重要措施。     

超临界水堆候选材料的腐蚀特性研究

对铁素体/马氏体(F/M)耐热钢P92、奥氏体不锈钢316L和镍基合金690在600℃、23 MPa 超临界水中的腐蚀行为进行了研究.在600℃、23 MPa的超临界水中腐蚀625 h后,690合金、316L不锈钢和P92耐热钢的腐蚀增重速率分别为0.001 02、0.060 6、0.101 27 g/(m2·h).用扫描电子显微镜(SEM)进行观察后发现,超临界环境下F/M耐热钢P92的氧化膜为3层结构,奥氏体不锈钢316L的氧化膜为单层结构,镍基合金690表面生成了一层极薄且有点蚀的氧化膜.     

压水堆核电厂结构材料腐蚀防护设计与老化管理

概述了压水堆核电厂典型的结构材料种类与腐蚀类型,并以此为基础介绍了常见的腐蚀防护设计手段及腐蚀老化管理的理念和方法,对明确压水堆核电厂设备/部件、材料、环境、腐蚀、防护、老化管理间的相互关系具有参考价值,为确保机组的安全与经济运行提供重要保障。     

304NG在超临界水中的腐蚀增重随温度的异常关系

研究了奥氏体不锈钢304NG在550、600和650℃超临界水环境下的腐蚀行为。采用扫描显微镜、X射线能谱仪、X射线衍射仪分析了氧化膜的腐蚀形貌、组织结构和成分分布。实验结果表明,试样在3种不同温度下经1000h腐蚀实验后的增重均符合幂函数规律,但650℃时的腐蚀增重与600℃时的相比大幅下降,其主要原因为在较高温时,Cr的扩散速度快,试样表面氧化膜能够维持保护性从而使疖状腐蚀分布数量减少所致。