三代核电厂海水管道用钢的腐蚀行为

通过腐蚀浸泡试验和电化学测试研究了三代核电厂海水管道用钢Q235B在3.5%(质量分数)Na Cl溶液中的腐蚀行为。结果表明:随着温度升高,Q235B钢的开路电位和电化学阻抗降低,腐蚀速率增大,说明其耐蚀性变差;温度的升高不仅促进了钢的溶解,同时还促进了腐蚀产物的形成;在20℃和30℃时,腐蚀产物主要由α-Fe OOH和α-Fe_(2)O_(3)组成,在40℃和600℃时,腐蚀产物由大量α-Fe OOH和少量的α-Fe_(2)O_(3)、γ-Fe OOH组成,α-Fe OOH的相对含量比20℃和30℃时显著增加。

三代核电厂卸压系统管线冰塞模拟和材料损伤特性研究

为验证三代核电厂大口径卸压系统管线实施冰塞作业的安全可靠性,模拟管线的实际工况对冰塞形成过程进行试验验证分析,并在评估反复冰塞作业后,对管材损伤进行试验研究。可靠性验证过程包括有限元模拟计算和理化试验两部分内容。基于ANSYS软件的运用,对核电站卸压系统管线冰塞形成过程中管道温度场进行模拟计算,进而得出冰塞形成的确切时刻,以及某时域内冰塞厚度的变化情况,以保证冰塞形成后具有一定的强度。理化试验主要分为金相组织检验、显微硬度测试、夏比冲击试验、常温拉伸试验和扫描电镜断口分析。并根据上述结果分析,对现有的冰塞作业进行优化建议,对核电厂冰塞作业程序进行评估改进。

核电站辅助锅炉安全阀弹簧断裂的原因

通过形貌观察、化学成分分析、硬度测试、显微组织和断口分析等方法,分析了核电站辅助锅炉安全阀弹簧断裂的原因,采用慢应变速率试验(SSRT)比较了去氢前后弹簧的力学性能。结果表明:弹簧的化学成分和显微组织均符合标准规定,仅氢含量略高(2.8μg/g),弹簧在较高的剪切力作用下发生氢脆断裂是其失效的主要原因;SSRT后,与原始弹簧相比,去氢后弹簧的抗拉强度有所降低,断裂时间延长40%,断后伸长率由8%提高到15%,断面收缩率由21%提高到31%,弹簧的氢脆敏感性明显降低。