304不锈钢在核电站二回路水环境中的应力腐蚀开裂行为

采用慢应变速率试验评价了在模拟压水堆核电站二回路中,氨、乙醇胺、氨+乙醇胺三种pH调节剂对304不锈钢抗应力腐蚀性能的影响,并通过扫描电镜对材料断口形貌进行观察。结果表明:304L不锈钢在三种模拟溶液中具有应力腐蚀敏感性,且应力腐蚀敏感性相当。

316L不锈钢在高温酸碱溶液中的应力腐蚀行为

采用慢应变速率拉伸实验方法,研究了高温高压水环境中pH值对316L不锈钢应力腐蚀开裂的影响规律,并通过扫描电镜对试样断口形貌进行分析。结果表明:在300℃时,316L不锈钢在酸性和碱性溶液中的应力腐蚀开裂敏感性较大,且酸性越强,敏感性越大。在中性溶液中,316L不锈钢的强度和塑性损失较小,应力腐蚀敏感性较小,断口分析与之吻合。

核电站消防水管网腐蚀评估分级

对国内某核电站消防水管网的腐蚀状况、水质以及管瘤生长过程和影响因素进行了分析。结果表明,影响消防水管网腐蚀的关键因素是其流动状态。定义了五种流动状态及其与腐蚀的关系,建立了核电站消防水管网腐蚀的评估模型,并对国内某核电站消防水管网进行评估分级。可提高核电站消防水管网腐蚀治理的效率和经济性。

核电厂CFI反冲洗管泄漏原因分析

某核电厂CFI系统不锈钢反冲洗管服役半年发生穿孔泄漏,针对这种情况开展了相关理化检验以分析该管线失效原因及影响因素。结果表明由于现场管道、弯管在焊接时发生敏化,焊缝未进行表面钝化处理,焊缝及热影响区耐腐蚀性能降低,因此在海水介质中发生了点蚀导致管道穿孔泄漏。

SEC不锈钢仪表管泄漏原因分析

某核电厂SEC系统不锈钢仪表管在服役近2年后发生了穿孔泄漏。针对异常泄漏的不锈钢仪表管,通过对管道内外部宏/微观检查、金相检验、硬度检测、点蚀浸泡试验等试验分析,以确定该不锈钢仪表管的失效性质及原因。结果表明,SEC不锈钢仪表管泄漏是由于插套焊间隙内发生点蚀穿孔所致,其主要原因由于插套焊间隙易导致海水滞留和氯离子富集,为点蚀的发生、发展提供了有利的环境条件;且泄漏管件材料中因成分或组织等因素造成其耐点蚀性能有所下降。

陶瓷堆内构件热老化行为研究现状

高温气冷堆陶瓷堆内构件采用石墨材料制备。在长期服役过程中由于氧化性气体杂质及事故工况引入水蒸气等原因,石墨将发生氧化,导致陶瓷堆内构件热老化,影响高温气冷堆的长期安全可靠运行。本文对有关陶瓷堆内构件用石墨材料的氧化行为研究、机械性能和物理化学性能研究等进行了综述,并在此基础上总结了陶瓷堆内构件热老化行为研究现状中存在的问题,为后续相关研究提供参考。

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.

304L不锈钢在核电一回路水中应力腐蚀行为的研究

在模拟核电一回路高温高压水环境中,采用慢应变速率拉伸试验方法,研究温度对304L不锈钢应力腐蚀开裂的影响规律。通过扫描电镜观察,对试样断口形貌进行分析。结果表明,在高压水环境中,随着温度的升高,材料有向脆性断裂转变的倾向,抗拉强度等参数变化不大,延伸率和断面收缩率略有降低;在研究温度范围内,304L不锈钢试样断口未发现明显脆性解理特征;温度处于200—345℃区间时,没有发现存在304L不锈钢敏感温度,材料应力腐蚀敏感性较低。

pH值对高温高压水中304L不锈钢应力腐蚀开裂的影响

在高温高压水环境中,采用慢应变速率拉伸试验方法,研究了不同pH值对304L不锈钢应力腐蚀开裂行为的影响规律,并通过扫描电镜对试样断口形貌进行观察与分析.结果表明:在300℃时,304L不锈钢在弱酸性和弱碱性溶液中的应力腐蚀开裂敏感性较大,且酸性越强,敏感性越大.在中性溶液中,304L不锈钢的强度和塑性损失较小,应力腐蚀敏感性较小,断口分析与之吻合.