溶解氧含量对国产化锻造主管道316LN不锈钢环境促进疲劳寿命的影响

在模拟核电厂一回路高温高压水环境中,对国产化锻造主管道用316LN不锈钢开展了疲劳试验,分析了应变速率和溶解氧(DO)含量对不锈钢环境促进疲劳(EAF)寿命的影响。结果表明:在不同DO含量下,试样EAF断口均呈典型的多裂纹源疲劳开裂特征,疲劳辉纹明显;断口上覆盖的腐蚀产物主要为富Fe、Cr、Ni的尖晶石氧化物,随着DO含量的增加,氧化物颗粒数量增加、尺寸变大;在不同DO含量下EAF寿命偏差不超过30%,无明显统计差别;结合不同的统计模型可知,在低应变速率(0.1×10^(-4)~0.1×10^(-3) s^(-1))下DO含量对316LN不锈钢EAF寿命的影响才会比较明显;在建立较为精确的统计模型时,需要细分应变速率范围,并考虑DO含量的影响。

固溶制度对7050铝合金微观组织和腐蚀性能的影响

采用光学显微镜(OA)、扫描电镜(SEM)、透射电镜(TEM)等手段和电化学、浸蚀、慢应变速率拉伸(SSRT)等测试方法,研究不同固溶热处理制度对7050铝合金板材微观组织和腐蚀性能的影响。结果表明:单级固溶将η(MgZn2)相完全溶入Al基体中,而S(Al2CuMg)相仍然大量存在,固溶度低,时效后晶内析出密度低;双级固溶使S相部分溶解,合金晶粒长大,再结晶分数高;逐级固溶使η和S相完全溶解,合金充分回复,时效后晶内析出密度高,再结晶分数低;不同固溶+T6时效态合金的抗应力腐蚀性能从大到小依次为逐级固溶>双级固溶>单级固溶。

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H_(3)BO_(3)、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。

316LN不锈钢管状试样高温高压水的腐蚀疲劳行为

设计了一种管状疲劳试样,高温高压水流经试样内部,试样外部与空气接触。利用管状试样研究了316LN不锈钢高温高压水腐蚀疲劳性能,重点关注了应变速率对其疲劳性能的影响。实验结果表明,高温高压水环境降低了316LN不锈钢的疲劳强度,且疲劳寿命随应变速率降低而降低;管状试样与标准棒状试样获得的疲劳寿命相差不大,表明利用管状试样研究核电结构材料高温高压水环境疲劳性能是合理可行的。在低应变速率条件下,疲劳裂纹源区域为典型的扇形花样,呈现准解理开裂特征。疲劳裂纹扩展区为典型的疲劳辉纹特征。疲劳裂纹萌生阶段高温高压水环境效应更加显著。同时讨论了316LN不锈钢在高温高压水环境中的疲劳损伤机理。

动态应变时效对核电材料环境致裂影响的研究现状与进展

综述了核级碳钢、低合金钢、不锈钢发生动态应变时效(DSA)的反常特征、影响因素及机制,讨论了DSA与高温高压水环境因素的交互作用对核电材料环境致裂的可能影响。指出了当前研究中存在的问题及进一步的研究方向。

核级低合金钢高温水腐蚀疲劳机制及环境疲劳设计模型

通过模拟核电高温高压循环水腐蚀疲劳实验,研究了核级低合金钢环境疲劳损伤规律与控制机理,构建了一个植入环境效应的疲劳设计模型,给出了便于工程应用的环境疲劳设计曲线,并建立了核电站实际构件的环境疲劳安全评估流程,给出了尝试实施例.

反应堆冷却剂环境对690合金传热管疲劳性能影响研究

针对核电站蒸汽发生器690合金传热管,通过在室温空气、高温空气以及模拟压水堆高温高压水环境下的疲劳性能测试,研究了环境介质对690合金传热管疲劳寿命的影响,并考察了溶解氧和应变速率等的影响规律,探讨了高温高压水环境下690合金传热管的腐蚀疲劳机理。结果表明,690合金传热管具有足够的疲劳设计安全裕度,且压水堆冷却剂环境对690合金传热管的疲劳寿命影响不明显;溶解氧和应变速率对690合金传热管的腐蚀疲劳寿命的影响也不敏感。推测690合金传热管在高温高压水中的腐蚀疲劳过程主要由膜破裂滑移/溶解机制控制。

电化学噪声原位监测应力腐蚀开裂的研究现状与进展

以评价腐蚀机制为背景介绍了电化学噪声信号处理方法的发展现状,综述了应力腐蚀开裂过程中的电化学噪声信号测试和解析方法,讨论了电化学噪声技术原位监测高温高压水应力腐蚀开裂的研究状况及存在的主要问题。