强γ辐照下Q235碳钢在甘肃北山地区地下水模拟液中的腐蚀行为

利用1.11×10^(16) Bq(30万Ci)高强度^(60)Co源γ辐照装置,对甘肃北山地区地下水模拟液中高放废物处置罐候选材料Q235碳钢进行了辐照腐蚀试验。采用水化学参数分析、称重、扫描电镜(SEM)、X射线能谱(EDS)和红外光谱(FT-IR)等技术手段,分析了辐照剂量(时间)对辐照腐蚀演化的影响规律,并与未辐照试验进行了对比。结果表明,在长时间强γ辐照下,模拟液辐照分解导致氧化性增强、pH值由弱碱性变为酸性、电导率下降明显,而未辐照的模拟液pH值和电导率未见明显变化;利用质量变化率计算得到的辐照腐蚀速率约为未辐照腐蚀速率的5.5倍,辐照明显加速了Q235碳钢的腐蚀。SEM-EDS和FT-IR分析表明,随着辐照剂量的增加,腐蚀层中出现泡状或针状产物,表面由致密变为稀疏;腐蚀层化学组成以Fe、O为主,含有不同相的羟基氧化铁(α-FeOOH和γ-FeOOH)和氧化铁(α-Fe_2O_3)。

辐照对堆用锆合金腐蚀行为的影响

综述了堆用锆合金辐照腐蚀研究的进展，包括概况、机理和模型，在ＰＷＲ运行环境下，辐照确实增强了锆合金的腐蚀，其增强因子大于２－３倍。为了降低运行成本而提高卸料燃耗和提高运行温度，使得辐照腐蚀加剧；从不同侧面提出了辐照增强腐蚀的机理和模型，包括不同射线与材料的相互作用机理，氧化膜中缺陷的形成，组织结构的变化，电导的变化和脆化，金属的辐照损伤，中间相的辐照分解，水的辐照分解和辐照对反应活化能的影响等；近年来关于中间相在不同射线下辐照分解的研究较为活跃，其进展结果为从机理上建立辐照损伤参量与辐照腐蚀性能参量的关系提供了依据。

氦离子辐照非晶态合金的两种表面腐蚀方式

８０—１２０ｋｅＶ４Ｈｅ＋以剂量范围为１．０×１０（１８）－４．０×１０（１８）Ｈｅ＋／ｃｍ２辐照Ｆｅ（７７）Ｂ（１６）Ｓｉ５Ｃｒ２和Ｎｉ（７８）Ｂ（１４）Ｓｉ８等多种非晶态合金，利用扫描电镜观察到表面出现两种腐蚀方式──发泡和层离。实验结果表明，腐蚀方式依赖辐照剂量率大小，层离厚度略小于射程，发泡厚度等于射程。分别用气压驱动模型和横向应力驱动模型对发泡和层离的机制进行了解释。

核电厂堆芯材料辐照促进应力腐蚀研究

堆芯结构材料辐照促进应力腐蚀开裂(IASCC)已成为影响核电站安全高效运行的关键问题之一。综述了核用材料辐照损伤的研究进展,就辐照致材料产生的位错环、辐照偏析、辐照硬化及其对IASCC的影响进行了分析与评述。研究表明,辐照产生的结构缺陷、辐照偏析、辐照硬化等损伤结构是IASCC发生的关键材料因素,而辐照材料在应力作用下发生的局部不均匀变形是导致开裂的主要机制。同时,就辐照对材料腐蚀行为的影响规律与机制进行了讨论,在此基础上提出了辐照促进材料局部变形和局部腐蚀交互作用对IASCC的影响机制。最后,对核用材料IASCC的未来研究方向进行了展望。

堆内构件用不锈钢辐照加速应力腐蚀开裂研究进展

针对核电站堆内构件用不锈钢的辐照加速应力腐蚀开裂(IASCC)问题,分析了发生IASCC的可能机制,论述了进行IASCC模拟研究的方法,提出了缓解IASCC的具体措施。辐照诱导偏析引起的晶界Cr贫化、辐照硬化与辐照形变是发生IASCC的可能机制;带电粒子辐照、敏化处理和多尺度模拟是反应堆堆内构件用不锈钢IASCC研究的主要模拟方法;化学元素控制、微结构处理、应力水平控制与水化学成分控制是缓解不锈钢IASCC的重要措施。

核用304不锈钢辐照促进应力腐蚀开裂研究

采用2 MeV质子束在360℃对国产核用304不锈钢试样进行了辐照实验,利用高温高压水环境的慢应变速率拉伸实验(SSRT)和SEM、EBSD、TEM等研究了核用304不锈钢辐照促进应力腐蚀开裂(IASCC)机理。结果表明,慢应变速率拉伸过程中辐照促进材料晶界和表面滑移台阶处形成应变集中,且其程度随辐照剂量增加而增加。滑移台阶穿过或终止于晶界,终止于晶界的台阶造成晶界处产生不连续滑移,易将位错传输到晶界,在晶界区域形成位错塞积和残余应变集中。而台阶不连续滑移的形成则受毗邻晶粒的Schmidt因子对的类型影响。另一方面,辐照促进晶界发生贫Cr富Ni元素偏析,其偏析程度随辐照剂量增加而增加。SSRT实验后辐照试样表面发生明显的沿晶应力腐蚀开裂,且裂纹数量随辐照剂量和外加应变增加而增加。同时,裂纹尖端区域发生明显晶界腐蚀,且氧化物宽度和长度随辐照剂量增加而增加。分析认为,辐照致晶界应变集中和元素偏析的协同作用造成材料变形行为和晶界腐蚀行为变化是IASCC发生的关键因素。

堆芯结构材料辐照促进应力腐蚀开裂研究现状

围绕轻水反应堆堆芯结构材料辐照促进应力腐蚀开裂的影响因素及机制等综述了辐照促进应力腐蚀开裂研究的现状,讨论了研究中亟待解决的问题,指出了研究的发展方向与趋势。

表面状态对核电关键材料腐蚀和应力腐蚀的影响

全球迄今发生的核电安全事件往往是由局部腐蚀造成,而局部腐蚀从表面起始。表面状态如何影响腐蚀,以及辐照和应力与之的交互作用已经成为核电站运行安全性、可靠性、经济性保障的重要技术难题之一。本文系统总结了在过去十余年的国家系列项目支持下,针对核电用关键结构材料在不同表面加工与划伤后微观组织变化、在模拟核电站一回路水中的腐蚀、应力腐蚀和辐照促进应力腐蚀行为,并将这些腐蚀行为与材料的微观组织以及力学、辐照等多因素相关联。结果表明,打磨、划伤和切削加工都会使材料近表面产生不同程度的梯度结构,表面变形层状态存在较大差异。划伤后,在划伤底部存在大于屈服极限的残余压应力。相同粗糙度的切削加工表面,机加工参数不同可以导致深度方向上形成的纳米晶区、晶粒畸变区梯度结构明显不同。这种微观组织与局部应力应变条件使得材料抗腐蚀能力差异显著,例如划伤导致的应力腐蚀裂纹数量与划伤深度正相关。在辐照、腐蚀、应力的联合作用下,辐照促进应力腐蚀敏感性进一步升高。最后展望了未来发展趋势。

铅基堆结构材料液态金属腐蚀行为的研究进展

铅基快堆作为第四代核能系统堆型之一,成为国内外近年来研究热点。作为铅基堆冷却剂的液态铅/铅铋,具备中子物理特性优良、安全特性高等优点,但其与结构钢的不相容性导致了液态金属腐蚀、脆化等一系列失效机制。结构钢在液态铅/铅铋中的腐蚀表现除了与液态金属的温度、流速、溶解氧浓度等环境参数密切相关外,也伴随着冲蚀力学失效和辐照损伤等因素导致的冲蚀-腐蚀、辐照-腐蚀耦合效应。本文从液态金属微观腐蚀机理、新型耐蚀合金成分设计和表面改性工艺的研发、冲蚀-腐蚀动态腐蚀装置的设计及液态铅/铅铋回路长期腐蚀预测模型、辐照-腐蚀协同效应相关实验平台的搭建等4个方面综述了国内外近年来在铅基堆结构材料腐蚀领域取得的理论和实验研究进展。