流动加速腐蚀评价程序CHECWORKS及其核电厂老化管理应用

流动加速腐蚀(FAC)是核电厂二回路管线最主要的失效原因之一,严重影响核安全运行。CHECWORKS是美国电力研究院(EPRI)基于FAC经验模型设计开发的商用计算机程序,用以预测FAC速率及其相关的水化学、热工水力参数等。从发展历史、应用现状、程序特点等方面对CHECWORKS进行了综述,为该程序在我国的推广以及在核电厂老化管理中的应用起到积极作用。

压水堆核电厂蒸汽发生器老化机理及其影响因素

蒸汽发生器是核电厂重要的核安全设备,其管束是最易发生失效的部位。基于国外核电厂实际运行经验与试验研究结果,概述了蒸汽发生器主要老化机理及其影响因素,明确了老化机理、老化缺陷、老化起因间的相互关系。该成可果为我国制定相应的压水堆核电厂蒸汽发生器老化管理大纲、实施定期安全审查,进而开展系统的寿命管理起参考作用。

美国核电厂GALL报告解读

GALL报告是美国NRC颁布的用于指导审查核电厂执照更新申请的技术文件,它采用表单化形式,从具体的构筑物与部件层面出发,详细记录了材料、环境、老化效应与机理、老化管理大纲间逐一对应的关系。基于文献调研与分析,从开发背景、发展历史、内容框架、应用情况等方面介绍了GALL报告的基本信息,应是我国对该文件的首次全面解读,对我国建立核电厂老化管理大纲及有关核电厂延寿的核安全监管法规具有重要参考价值。

直流电压降法测量核电结构材料在空气中的疲劳裂纹扩展速率

介绍了直流电压降(DCPD)方法测量材料裂纹扩展的原理,并采用DCPD方法测量了反应堆典型结构材料在空气中的疲劳裂纹扩展速率(CGR),分析了载荷、频率和载荷比(R=Kmax/Kmin,K为应力强度因子)对疲劳裂纹扩展速率的影响。实验结果表明,材料的硬度与疲劳裂纹扩展速率有密切关系,即材料硬度越高,裂纹扩展速率越高。

AP1000设备鉴定要求及国内现有试验能力

介绍了美国先进非能动压水堆(AP1000)设备鉴定(EQ)的要求,重点对抗震和冷却剂丧失事故(LOCA)鉴定要求作了描述。将AP1000设备鉴定要求与国内从事设备鉴定的主要实验室的能力进行了比较,就目前国内现有试验能力与AP1000设备鉴定要求之间存在的差距进行了分析。

奥氏体不锈钢在含锌PWR一回路水中的均匀腐蚀行为

通过模拟压水堆一回路水环境,对304和316L两种不锈钢进行了在含锌10μg/kg,320℃高温溶液中浸泡1 000h的腐蚀试验,并对试验后的试样氧化膜进行SEM和XPS分析。结果表明,304不锈钢的腐蚀增重率高于316L,且其氧化膜较316L疏松;两种试样均形成了富铁、锌内富铬的氧化膜;外层氧化膜以(Zn,Fe,Ni)(Fe,Cr)2O4为主,内层以ZnCr2O4为主,氧化膜与基体过渡层以Cr2O3为主。

用直流电压降法研究316LN不锈钢的疲劳裂纹扩展行为

采用直流电压降（DCPD）方法测试了316LN不锈钢在室温和350℃的疲劳裂纹扩展速率,得到室温和350℃下该材料疲劳裂纹扩展门槛值ΔKth,并分析了试样断口形貌。结果表明：采用DCPD方法测得室温和350℃下ΔKth分别为11.9,8.1MPa·m^1/2,与文献值相符,350℃下的疲劳裂纹扩展速率比室温下的要高2～20倍;在裂纹亚临界扩展区,疲劳裂纹扩展速率与应力强度因子范围服从Paris公式,其参数n与温度无关,参数D与温度成线性正比关系;试样疲劳破坏形式为穿晶断裂。

压水堆一回路加锌对800合金氧化膜成分影响的XPS分析

模拟压水堆一回路水环境,进行了800合金材料在注0μg/kg和150μg/kg两种锌浓度下腐蚀1 500h的试验,采用X射线光电子能谱(XPS)对其表面氧化膜成分进行了深度分析。结果表明,在两种溶液中,试样表面都形成了外富镍内富铬的氧化膜,氧化膜中铁的含量较低,加锌腐蚀1 500h后试样氧化膜中,锌的初始原子百分数含量为17%,对内层氧化膜中的Mn2+的置换作用较明显。

690合金传热管疲劳裂纹扩展研究

采用销加载拉伸方法和直流电压降法测试技术,测量了室温和高温325℃空气中3种不同工艺的690合金传热管的疲劳裂纹扩展速率.试验采用Paris-Erdogan公式进行拟合分析,证明了结果的真实性和可靠性.高温加速了疲劳裂纹扩展.由疲劳裂纹扩展速率曲线可以预测出3种690管材在高温325℃下的门槛应力强度因子幅值ΔKth,扫描电子显微镜下观察断口形貌,疲劳裂纹的扩展为穿晶形式,在穿晶断口上观察到明显的疲劳辉纹和微塑性区.

溶解氧对高温水中冷变形316L应力腐蚀开裂的影响规律

为研究冷变形不锈钢材料在不同溶解氧含量时的开裂规律,使用经冷弯变形的管道316L不锈钢在模拟压水堆一回路温度和压力的条件下进行实验.使用直流电压降法,原位在线测量材料在水中不同含氧量下的裂纹扩展速率.实验结果:材料的裂纹扩展速率随溶解氧含量的升高而升高.在含氧量小于0.2mg/L时这种变化趋势非常的显著,而当超过该值后,这种变化趋势变得缓慢.对这一现象产生的原因进行了分析.

冷变形316不锈钢在高温水中的应力腐蚀开裂行为

对不同冷变形量的核级316和316L不锈钢在高温水中的应力腐蚀开裂(SCC)行为进行了研究。通过试验,对溶解氧、氯离子和温度对裂纹扩展速率的影响进行了深入探讨和分析。试验结果显示,溶解氧和氯离子能明显加快材料的应力腐蚀开裂速率。当水化学条件一致时,325℃时的裂纹扩展速率较288℃时的裂纹扩展速率高。

锌对316L奥氏体不锈钢氧化膜影响的XPS分析

通过模拟压水堆一回路高温高压水化学环境，对316L奥氏体不锈钢进行了10、60和120μg／L锌浓度下的动水加锌实验，用X射线光电子能谱（XPS）对其表面氧化膜结构进行分析．结果表明，加锌能有效降低材料的腐蚀速率，在一定范围内加锌浓度（10～60μg／L）越高，腐蚀增重越小；锌对铁镍尖晶石结构中的Fe^2＋和Ni^2＋有替换作用，形成稳定的ZnCr2O4．

直流电压降法应力腐蚀裂纹扩展速率在线测定试验系统

介绍了应用直流电压降方法(DCPD)在线测量高温高压水环境中不锈钢应力腐蚀裂纹扩展的原理与试验系统,并采用商用301不锈钢对试验方法的准确性与系统的可靠性进行了验证。试验系统包括水化学回路、加热控制系统、动态加载系统与数据采集系统。在320℃,15.5MPa的去离子水中通过改变溶解氧含量和添加SO42-,Cl-等条件下完成了验证性试验。对材料的裂纹长度-时间曲线和断口形貌分析表明,该试验系统能够稳定而准确地在线测量应力腐蚀裂纹扩展速率。

核电厂生命周期全过程的老化管理

核电厂设备的失效大多源于一种或多种老化机理单独或综合的作用,老化管理是防止关键设备失效、确保核安全的重要手段。本文以国际原子能机构2009年颁布的"核电厂老化管理核安全导则(NS-G-2.12)"为依据,梳理了核电厂从设计、建造、调试,到运行、延寿,直至退役的全生命周期各阶段需要的老化管理工作,分析了各阶段工作承上启下的内在联系,论述了"老化管理核安全导则"的实施,对核电厂设计理念、设备制造、设备鉴定、建造调试、营运管理、检查维修、执照取证、延寿模式、退役模式等带来的新挑战,以及对促进核电厂核安全水平的全面提高,以及对积极发展中的核电行业安全稳定可持续发展的重要意义。

690合金和800合金在含锌PWR一回路水中的均匀腐蚀行为研究

通过模拟压水堆一回路水环境,对690和800两种合金进行了在含Zn 10μg/kg、320℃高温溶液中浸泡1000 h的腐蚀实验,并对实验后的试样氧化膜进行SEM和XPS分析。结果表明,690镍基合金的腐蚀增重率低于800合金,其氧化膜较800合金薄;两种试样均形成了外富Fe、Zn,内富Cr的氧化膜;随着距离氧化膜表面距离的增加,氧化膜中化合物的主要成分由(Zn,Fe,Ni)(Fe,Cr)2O4依次向ZnCr2O4和Cr2O3过渡。

乏燃料贮存格架时程分析方法

乏燃料贮存格架是用于贮存换料后的乏燃料组件的重要设备,其自由放置在核电厂乏燃料水池中,在地震载荷下的响应属于非线性响应,包含了各种复杂的运动:滑移、碰撞、扭转、倾覆等。为了准确描述上述非线性响应,本文建立了乏燃料贮存格架整池有限元模型并进行非线性时程分析,考虑了滑移、碰撞、摩擦等影响因素,同时还考虑了乏燃料贮存格架在水池中的流固耦合效应。通过时程分析得到了乏燃料贮存格架在地震载荷下的位移、载荷等计算结果。该方法可用于乏燃料贮存格架的抗震分析。

TiN夹杂物对690合金传热管疲劳裂纹扩展行为的影响

采用销加载拉伸(PLT)方法和直流电压降法(DCPD)测试技术,测量了690合金管在室温和高温325℃空气中的疲劳裂纹扩展速率。结果采用Priddle模型拟合分析,预测得到了690合金管在室温和325℃下的门槛应力强度因子幅值ΔK_(th)和断裂韧性K_c,高温下材料的疲劳裂纹扩展速率明显加快,表现为ΔK_(th)和K_c显著下降。试验结束后在扫描电镜下观察断口形貌,疲劳裂纹的扩展为穿晶形式,疲劳断口上观察到大量的TiN夹杂物,分析表明TiN夹杂物对690合金管的疲劳裂纹萌生和扩展有促进作用。

注锌对316L奥氏体不锈钢氧化膜成分的影响

通过模拟压水堆一回路水环境,对316L奥氏体不锈钢在320℃含锌10μg/kg的高温溶液中进行了1000 h的腐蚀实验,对腐蚀后的试样表面进行了XPS分析。结果表明,试样在含锌溶液中形成了化学成分为(Zn,Fe,Ni)(Cr,Fe)2O4的致密氧化膜,随着腐蚀时间的增加,氧化膜中的富Cr区由内层扩展至整个氧化膜。

模拟压水堆一回路水环境中Zn对304奥氏体不锈钢氧化膜成分的影响研究

通过模拟压水堆一回路水环境,对304奥氏体不锈钢在320℃含Zn分别为60和120μg/kg两种高温溶液中进行了600 h的腐蚀实验,对腐蚀后的试样表面进行了X射线光电子能谱分析(XPS)分析。结果表明,试样在含锌溶液中形成了主要化学成分为Zn(Cr,Fe)2O4的致密氧化膜;提高溶液中Zn的浓度,试样的腐蚀速率降低,氧化膜中Fe含量增多。

PWR水环境中Zn对Co在氧化膜中沉积行为的影响

在315℃的模拟压水堆一回路水环境下,针对316和304奥氏体不锈钢及690合金等压水堆核电站主设备材料,通过将在含Co的高温溶液中浸泡形成的氧化膜试样再放入含Zn溶液中进行腐蚀实验,研究了Zn对Co在氧化膜中沉积行为的影响。结果表明,Co的沉积使氧化膜形貌发生了变化,Zn对沉积在氧化膜中的Co有置换作用。