秦山核电站二回路系统水化学控制模式的分析和优化

通过对秦山核电站四个核电厂二回路水化学控制模式特点及控制效果的分析,并结合国际上二回路水化学控制技术,提出了秦山核电站二回路水化学控制模式优化的建议,为秦山核电站二回路水化学控制模式的改进和未来核电站的设计提供参考。

模块式小型堆二回路水质分析仪表设计

本文通过对ACP100二回路水化学的特点分析,研究了二回路水质分析仪表的功能、特点及原理组成。并针对ACP100科研项目,给出了二回路水质分析仪表的设置、选型和安装要求。

海水泄漏对SG二次侧金属腐蚀的实验分析

通过给水中掺入一定比例的厂区海水,采用静态高压釜真实模拟凝汽器海水泄漏后的SG二次侧水质,研究了不同海水污染程度下SG二次侧内部构件金属材料的均匀腐蚀、点蚀和应力腐蚀性能。海水泄漏加剧了SG内碳钢和低碳钢部件的腐蚀,抑制了马氏体、奥氏体不锈钢钝化膜的生长,加剧了镍基合金表面氧化物的沉积,为核电厂治理凝汽器海水泄漏事件的负面影响提供了重要参考。

利用直流电压法在线测试碳钢的流动加速腐蚀减薄速率

根据试样直流电压随厚度变化的规律,自主设计并搭建了一套能在高温高压水环境下在线测试碳钢流动加速腐蚀减薄速率的试验装置,并利用该装置在模拟压水堆核电厂二回路水化学工况下对A106GrB碳钢进行了长时间的流动加速腐蚀试验。结果表明:采用该方法在线测试管壁减薄速率是合理可行的,所得结果与挂片试验结果的吻合度高,可用于测试材料的流动加速腐蚀速率。

乙醇胺ETA浓度对核电站二回路碳钢和镍基合金690腐蚀的影响

利用扫描电镜(SEM)、X射线光电子谱(XPS)、X射线衍射(XRD)分析以及电化学实验研究了乙醇胺(ETA)浓度对碳钢和690合金浸泡腐蚀和电化学腐蚀行为的影响。结果表明,碳钢的点蚀随着浓度的增加明显减少,碳钢表面腐蚀产物的主要成分为Fe3O4,690合金表面膜中没有观察到双层膜结构;在浓度为40、50、80 mg/L时观察到Cr的富集峰。在280℃条件下的电化学实验结果表明,ETA浓度为20 mg/L和40 mg/L时,对碳钢和690合金的电化学腐蚀行为影响不大。而在80 mg/L时,两种材料的腐蚀电流密度下降较多,极化电阻显著增大。

800、600和690合金的铅致应力腐蚀破裂

在很多核电站的蒸汽发生器中都发现了金属态铅或氧化态铅 ,因而蒸汽发生器传热管的铅诱导 (铅致 )应力腐蚀破裂 (PbSCC)已引起广泛的注意。已证实在压水堆的蒸汽 /水系统 ,特别对管材 ,存在着铅的许多可能的来源。本文介绍了PbSCC的现场事例 ,讨论在压水堆 (PWR)二回路条件 (碱性、酸性和近中性 )