游泳池式轻水反应堆一回路水质监测技术及水质控制

49-2游泳池式轻水反应堆(以下简称49-2堆)是一座轻水冷却、轻水慢化的研究堆,其一回路冷却水直接与燃料元件接触,水质好坏直接影响池壁、一回路管道等金属构件的使用寿命,因此需要通过一些简便、快速的检测手段对水质进行监测,进而严格控制反应堆水中的杂质含量。本文对49-2堆一回路水质检测方法及测量结果进行总结分析,结果表明,49-2堆在过去几十年的运行中一回路水质检测方法在逐步更新与完善,49-2堆运行人员严格控制一回路水质,始终保持在运行限值之内,保障了反应堆的安全运行。这一结果可为49-2堆的应用和退役管理提供参考依据。

国产316LN不锈钢在模拟AP1000一回路水环境中的疲劳行为

一回路水环境下的疲劳性能是核电站主管道设计寿命评估的重要参数。针对国产主管道材料316LN开展了模拟AP1000一回路水环境的低周疲劳试验,分析了疲劳行为和失效机理。研究结果表明:国产316LN峰值应力随应变幅的增大而增大,大应变幅试样在疲劳过程中先后发生了循环硬化、循环软化和失稳,而小应变幅试样在失稳前未发生明显的循环硬化和循环软化;在应变幅由0.2%逐渐增加至1.2%的过程中,疲劳周次从105逐渐降低至102;疲劳断口具有典型的疲劳断口特征,裂纹萌生于试样表面,以穿晶方式垂直于主应力方向扩展,裂纹扩展区具有典型的疲劳辉纹,辉纹上有菱形颗粒状腐蚀产物,环境辅助开裂机制倾向于氢致开裂。

国产A508-3钢在模拟AP1000一回路水环境下的疲劳性能研究

反应堆压力容器(RPV)钢在一回路水环境下的疲劳性能是评价其设计寿命的重要参数。本文针对国产A508-3钢开展了模拟AP1000一回路水环境的低周疲劳性能试验研究,获得了321℃、15.5 MPa及0.1 ppm溶解氧水环境下的疲劳行为数据和断裂机理。研究结果表明,国产A508-3钢峰值应力随应变幅的增大而逐渐增大,疲劳试验过程中试样表现出循环硬化、循环软化和饱和3个阶段;在应变幅由0.2%逐渐增加至0.6%的过程中,疲劳周次从10~5逐渐降低至10~2;疲劳断口具有疲劳和腐蚀特征,属于典型的腐蚀疲劳断裂。

模拟压水堆一回路水中预充氢对316L不锈钢氧化膜的影响

采用扫描电镜和X射线光电子能谱仪,分析了有无充氢冷加工316L不锈钢在300℃除氧的模拟压水堆一回路水中浸泡168 h后,其表面氧化膜的厚度及成分。结果表明:有无充氢试样表面形成的氧化膜均为双层结构,外层氧化膜的氧化物颗粒富含Fe,内层氧化膜的氧化物颗粒富含Cr。与未充氢试样比,充氢试样氧化膜的厚度较厚,外层氧化膜的氧化物颗粒较大且Fe与Cr的质量分数比较大;充氢导致试样内层氧化膜Fe含量升高,OH-与O2-的原子分数比增大,抑制了Cr氧化物的形成,使氧化膜中Cr含量下降,从而降低了氧化膜的保护性,加速基体的氧化。

高温水中硫酸根阴离子对Inconel 600合金应力腐蚀开裂的影响

采用慢应变速率试验(SSRT)研究了硫酸根阴离子浓度对Inconel 600镍基合金在模拟压水堆(PWR)一回路水中应力腐蚀开裂(SCC)敏感性的影响。结果表明:硫酸根离子促进Inconel 600镍基合金在高温水中的应力腐蚀开裂;随着硫酸根离子浓度升高,合金SCC敏感性增大;当高温水中硫酸根离子含量超过300μg/kg时,断口边缘出现局部腐蚀和局部穿晶裂纹。

压水堆一回路系统600合金部位应力腐蚀开裂风险分析

本文介绍了因科镍600合金在压水堆核电厂一回路水环境下发生一回路水应力腐蚀开裂(PWSCC)的机理和影响因素,并从因科镍600合金失效案例、各部位对应力腐蚀开裂的敏感性,以及表面加工工艺的影响等方面进行分析,对国内某核电机组一回路600合金部位发生应力腐蚀开裂的风险进行了评价,认为稳压器接管安全端异种钢焊缝及电加热器贯穿件部位风险最高,一回路热段相关部位风险次之,需要进一步加强监督管理,以确保机组安全运行。

核电厂一回路充水排气两种方法的分析

文章主要讲述了核电厂传统的一回路充水排气的方法及操作要点,并结合国内核电厂多年运行经验反馈,总结传统一回路充水排气的一些比较好的经验反馈,探讨了传统一回路充水排气有多大的改进空间。针对目前大亚湾、方家山及岭澳核电厂等的抽真空排气,结合传统一回路充水排气,探讨两种方法的优缺点。

核电用主管道不锈钢的动水腐蚀性能研究

采用动水腐蚀试验模拟主管道用不锈钢在一回路环境中的腐蚀行为,获得不锈钢材料的动力学曲线及腐蚀速率。烟台玛努尔公司、三洲川化机公司及法国(对比材料)生产的主管道用不锈钢在2000 h的腐蚀速率分别为3.88、2.69、3.70 mg/(dm2.m),说明国产不锈钢腐蚀速率均比较低,在动水回路介质中具有良好的抗腐蚀性能。采用扫描电子显微镜(SEM)、X射线衍射仪(XRD)等手段对腐蚀后试样的表面氧化膜进行分析可知,形成的氧化膜较薄,呈颗粒状,其物相中含有Fe3O4类磁铁矿类,对基体有保护作用。

电极电位和应变速率对16MND5/309L/308L异材焊接件高温水中应力腐蚀破裂行为的影响

采用慢应变速率试验(SSRT)方法,研究了电极电位和应变速率对低合金钢-不锈钢异材焊接件16MND5/309L/308L在模拟压水堆一回路高温水环境中应力腐蚀破裂(SCC)的影响。结果表明:在5×10-7 s-1应变速率条件下,在-720^+100mV(相对于标准氢电极SHE,下同)的低电位区,所有SSRT试样均在远离界面的308L焊缝金属区发生纯力学韧性断裂,与在氮气中的试验结果类似;当外加电位提高到+200mV后,试样在16MND5/309L界面发生SCC脆断,界面附近的16MND5侧发生穿晶SCC,309L侧发生沿晶SCC。该异材焊接件在该高温水环境中存在一个临界破裂电位,高于此电位发生SCC,在5×10-7s-1的应变速率下,该临界破裂电位处于+100^+200mV;降低速应变率至1×10-7s-1,临界破裂电位仍处于+100^+200mV;提高应变速率至1×10-6s-1后,在+200^+300mV电位区也没有显示出SCC。

LaBr3（Ce）元件破损在线监测关键核素确定及效率校准

常用的元件破损在线监测方法受外在因素影响较大,以γ能谱中关键裂变产物核素比活度进行在线定量分析是一种可靠的元件破损监测方法。针对新型LaBr3(Ce)元件破损监测仪,设计了元件破损模拟实验,对逸出的裂变产物采用HPGe和LaBr3(Ce)探测器进行了对比测量。通过不同冷却时间γ能谱的核素分析,确定了135Xe,88Kr,138Xe,88Rb,138Cs等可作为LaBr3(Ce)元件破损γ能谱监测的关键核素。同时,制备了覆盖能量范围(250~2 400) keV,含60Co,137Cs,133Ba;241Am,152Eu;109Cd,88Y,57Co及24Na的4组放射性标准溶液,在建立的效率校准系统上,校准了LaBr3(Ce)在线监测仪的效率。在反应堆一次异常情况分析中,已校准的LaBr3(Ce)元件破损监测仪对关键核素的现场分析结果与HPGe的取样分析结果一致,表明效率校准结果准确,校准方法可靠。

HPGe γ谱仪γ能谱高能端探测效率校准

γ能谱法分析压水堆一回路水样品过程中,为获取HPGeγ谱仪高能端的探测效率曲线,选择226Ra和232Th制成土壤标准源,利用226Ra子体214Bi和232Th子体208Tl中几条发射概率较高的!射线进行谱仪探测效率校准。获得的效率曲线经过自吸收修正和符合相加修正,得到了Φ70 mm×30 mm水溶液源高能端(1.120 MeV<Eγ<2.754 MeV)的效率曲线。

异材焊接件A508/52M/316L在高温水环境中的应力腐蚀破裂

采用慢应变速率实验(SSRT)方法,研究了先进的异材焊接件A508/52M/316L在模拟压水堆一回路290℃高温水环境中的应力腐蚀破裂(SCC)特性.实验在-780 mV至+200 mV范围的电位下进行,模拟一回路水化学从低O含H的理想低电位状态到溶解O_2明显超标的高电位状态的服役环境.该焊接件显微组织和化学成分分布较复杂,显著的变化发生在A508/52M和52M/316L 2个界面附近.在SSRT拉伸试样的典型位置处加工了同样尺寸的尖锐缺口,以模拟应力集中和加速实验,并比较这些典型位置的SCC敏感性.结果表明,当电位位于-780 mV至-300 mV范围时,SSRT试样总是以韧性断裂形式在镍基合金焊缝中部发生断裂.当电位升到-200 mV至+200 mV范围时,试样发生显著的SCC脆断,A508/52M界面区周围是该焊接件最脆弱的部位,在该界面和附近的A508热影响区发生穿晶应力腐蚀破裂(TGSCC),在紧邻界面的镍基合金焊缝薄层发生沿晶应力腐蚀破裂(IGSCC).讨论了破裂机理和实验结果的工程意义.

国内压水堆核电站设备材料应力腐蚀问题及安全管理

介绍了压水堆核电站机械设备材料(包括奥氏体不锈钢和镍基合金)应力腐蚀问题的国际及国内研究和工程现状,在分析国内压水堆核电站设备材料失效案例的基础上,对国内核电站设备材料应力腐蚀的预防、缓解和处理提出了建议。