压水堆核电站一次侧水化学与设备材料腐蚀损伤的关系

压水堆(pressurized water reactor,PWR)核电站一次侧运行水化学的优化控制是减少辐射剂量,防止关键设备腐蚀损伤,保持燃料性能的最经济、最有效的途径之一,其本质是通过水化学与设备材料的交互作用改善材料表面氧化膜的特性.综述了PWR核电站一次侧主冷却剂水化学与设备材料腐蚀损伤关系的研究现状及问题,介绍了近年来在PWR一次侧注Zn水化学(Zn-injected water chemistry,ZWC)方面的应用基础研究进展.

热老化316L不锈钢在模拟核电溶解氧/氢高温高压水中应力腐蚀裂纹扩展行为

利用直流电位降(DCPD)和高温高压腐蚀测试系统,开展了热老化2 000 h的316L不锈钢(SS)样品在320℃、13 MPa的模拟核电-回路含1.5×10-3 B和2.3×10-6 Li的高温高压水中的应力腐蚀裂纹扩展速率(CGR)测试。结果表明,当溶液中的溶解氧(DO)含量从2×10-6逐步降低至10-6、5×10-7、10-7以及5×10-9时,热老化316L SS的CGR逐渐降低,其中DO降低至5×10-7以及更低时,CGR降低明显。当溶液由DO转为溶解氢(DH)时,CGR进一步降低。利用扫描电子显微镜(SEM)以及电子背散射衍射(EBSD),对测试后样品的断口形貌以及裂纹扩展路径进行了观察,断口呈现典型的沿晶应力腐蚀开裂(IGSCC)形貌。DO/DH的改变主要影响了裂纹尖端的传质过程以及裂纹尖端新鲜表面的再钝化过程,进而影响CGR。热老化2 000 h对316L SS的微观结构以及在高温高压水中的应力腐蚀CGR影响较小。

三代核电接管安全端异种金属焊接接头的显微表征

利用OM,TEM,SEM,显微硬度仪,AFM,磁力显微镜(MFM)和扫描Kelvin探针(SKPFM)等微观分析手段,分析了先进压水堆核电站反应堆压力容器安全端异种金属焊接接头低合金钢A508/镍基焊料52M/奥氏体不锈钢316L的金相组织、显微硬度、主要合金元素、晶界类型以及残余应变的分布,并对比了整个焊接接头不同厚度上的组织和性能.结果表明,焊缝厚度方向上组织和硬度没有显著差别,底焊位置出现一层未熔焊料形成的细小等轴晶,在316L母材热影响区(HAZ)内残余应变较焊接件其它位置高,熔合线附近具有复杂的微观结构、显微硬度、晶界类型、元素成分和残余应变分布.TEM和MFM分析表明,母材316L基体内有富Cr,Mo元素的颗粒状析出相,SKPFM的结果显示该析出相Volta电势较基体更负,因而更不耐腐蚀.

缝隙腐蚀研究进展及核电材料的缝隙腐蚀问题

综述了缝隙腐蚀的主要机理、模拟研究技术及影响因素,介绍了核电材料在实际服役过程中的缝隙腐蚀问题,讨论了高温高压水环境下缝隙腐蚀研究存在的主要问题以及进一步的研究方向。

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。

核电站关键材料在微纳米尺度上的环境损伤行为研究——进展与趋势

分析了核电站用关键金属材料的损伤行为的研究现状,叙述了近期的主要进展:腐蚀电化学动力学、晶界上的优先氧化及由此导致的晶界强度降低、材料内部特殊晶界改善耐腐蚀性能、尖锐的应力腐蚀裂纹形状、纳米尺度原子团簇的形成及其对性能的影响等.在此基础上指出,在高温高压水中工作的核电站关键材料的环境损伤的研究趋势和主要问题包括:材料在高温高压水中的腐蚀电化学动力学,特别是杂质离子对腐蚀微观过程的影响;表面膜和材料表层在微纳米尺度上的微观结构、物理性质、力学性质、化学性质和表面膜的再钝化行为,特别是离子在表面膜和材料表层的传输过程;微纳米尺度上材料初始加工表层、水化学参数对应力腐蚀裂纹孕育的影响,以及穿晶应力腐蚀开裂的机理;材料微观损伤研究结果与工程应用的结合等.研究这些材料的环境行为需要精确控制研究状态和环境条件,因此,发展先进的的核电环境模拟技术和研究手段是获得核电站准确损伤行为的关键.

国产核电安全端异种金属焊接件的微观结构及局部性能研究

利用OM、SEM、显微硬度仪、微小试样拉伸实验及慢应变速率拉伸实验对国产带热丝隔离层核电安全端焊接件不同部位的微观结构及局部的力学性能和应力腐蚀敏感性进行了研究。发现,在SA508/52Mb界面处的52Mb中具有大量的对应力腐蚀敏感的I型晶界及II型晶界,导致此界面具有最高的应力腐蚀敏感性;SA508热影响区存在明显的组织过渡;316LN热影响区中随着距熔合线距离的增加,重位点阵(CSL)晶界的数量分数逐渐增大,Σ3晶界与理想的Σ3晶界的偏差角减小,残余应变逐渐减小,残余应变的最高值出现在对接焊底焊位置处的316LN热影响区中,导致316LN的热影响区也具有较高的应力腐蚀敏感性。焊接件不同部位的力学性能存在较大的差异。对于硬度分布而言,显微硬度变化最剧烈的位置在SA508/52Mb界面附近,且此界面附近的52Mb具有最高的硬度,此界面附近的SA508脱C区具有最低的硬度。强度的变化趋势与硬度的变化趋势类似。一般强度高的地方断裂应变低。焊接件不同位置的性能差异主要取决于不同部位的微观结构(包含组织、成分等)差异。

核电焊接结构材料腐蚀失效研究现状与进展

综述了轻水堆(LWR)核电站焊接结构材料环境促进开裂(EAC)的研究现状,分析了环境、材料、应力等相关影响因素,讨论了几种主要高温高压水EAC机理及考虑EAC效应的设计模型,最后指出了核电焊接结构材料EAC研究面临的问题及进一步的研究方向。

核电结构材料腐蚀疲劳裂纹扩展行为研究现状与进展

综述了核电结构材料腐蚀疲劳裂纹扩展的研究现状及环境、力学、材料等因素的影响规律,讨论了高温高压水环境中考虑环境效应的疲劳裂纹扩展模型,提出了当前核电结构材料高温高压水腐蚀疲劳裂纹扩展机制及模型研究面临的主要问题及未来可能的研究方向。

核电材料高温高压水缺口疲劳性能研究现状与进展

综述了轻水堆核电站用结构材料的缺口疲劳问题研究现状,分析了材料、应力、环境和缺口几何形状等影响因素,讨论了核电材料在高温高压水中缺口疲劳裂纹萌生及裂纹扩展的可能机理,指出了当前研究中存在的问题及进一步的研究方向。

高温水溶液pH值原位测量系统与机理

研制了以氧化钇稳定氧化锆（YSZ）陶瓷薄膜电极为pH电极、外置压力平衡式Ag/AgCl电极为参比电极的高温高压水溶液pH值原位测量系统,测量了H3BO3／LiOH水溶液在473.15573.15 K范围内的pH值,并与热力学计算得到的pH值比较。结果表明,当温度高于548.15 K时,测量系统可以实现pH值的准确测量;而低于此温度时,由于YSZ陶瓷膜内阻过大,测得的pH值与理论计算值存在偏差,且随温度的降低,测量偏差增大。讨论了该系统的pH值测量机理。

核电高温高压水中不锈钢和镍基合金的腐蚀机制

综述了近年来在核电高温高压水中不锈钢和镍基合金的腐蚀电化学行为规律,以及材料表面膜的成分、组织结构和电子特征.通过系统分析水介质化学和材料微观结构对表面膜的影响,试图把膜的特性与腐蚀电化学行为联系起来.讨论了核电高温高压水中材料的腐蚀机制,提出核电高温高压水中不锈钢和镍基合金的腐蚀机制与常温时不同,高温下是由电化学与氧化联合控制,而不是传统意义上常温下的纯电化学腐蚀.表面膜为双层结构,外层疏松,而内层是由纳米晶构成的具有半导体性质的膜层,内层是控制腐蚀的关键.材料的微观成分与组织结构、表面加工状态、水化学参数是影响核电用材料高温高压水中腐蚀的重要因素.腐蚀产生的氧化物的楔形力导致缺陷前端产生局部拉应力,即使在宏观压应力区,缺陷前端的局部拉应力仍可导致应力腐蚀开裂的发生与扩展.氧化物楔形力的作用是促进压应力下产生应力腐蚀开裂的重要原因.

接地网材料腐蚀与防护研究进展

综述了国内外几种典型的变电站接地网材料的土壤腐蚀机制及研究现状,介绍了评价接地网材料耐蚀性的实验方法、接地网防腐措施及腐蚀检测技术,并给出了进一步的研究建议。

核用结构材料在高温高压水中应力腐蚀裂纹萌生研究进展

对核电站常用不锈钢和镍基合金等结构材料在服役的高温高压水中的应力腐蚀裂纹萌生测试的实验方法、评价指标、影响因素和萌生机理等几个方面进行论述,并指出目前研究的不足和未来研究趋势。

高温高压在线腐蚀监测技术研究现状与进展

综述了电化学腐蚀电位、电化学阻抗谱、电化学噪声、声发射等几种在线腐蚀监测技术在高温高压水环境中应用的研究现状,分别讨论了每种技术在数据获取和解析方面存在的困难与解决的办法,指出了该领域存在的主要问题及进一步的研究方向。

核级不锈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,研究了国产核级不锈钢的环境疲劳损伤行为与失效机制;评价了影响不锈钢高温高压水疲劳寿命的环境和载荷等因素,建立了一个植入环境损伤效应的疲劳设计模型,给出了便于工程应用的核级不锈钢的环境疲劳设计曲线.

高氮奥氏体不锈钢的腐蚀行为研究

研究了无镍高氮高锰奥氏体不锈钢(HNSSs)的均匀腐蚀、晶间腐蚀、缝隙腐蚀、点蚀性能及再钝化性能;与商用316L不锈钢(316LSS)对比,考察了冷变形、敏化处理等对HNSSs的微观组织、钝化膜特征及耐蚀性的影响。结果表明:固溶HNSSs的均匀腐蚀和晶间腐蚀抗力明显不如316LSS的,敏化处理不影响钢的均匀腐蚀抗力,但导致晶间腐蚀抗力急剧弱化,尤其是无Mo钢;固溶HNSSs的缝隙腐蚀和点蚀抗力优于316LSS的,特别是含Mo钢,敏化处理导致钢的缝隙腐蚀和点蚀抗力弱化;冷变形引入大量微观缺陷,导致钝化膜变薄,膜中稳定氧化物减少,保护性变差,降低了HNSSs在含Cl-溶液中的点蚀抗力,但改善了其再钝化性能;敏化析出χ相,导致HNSSs的耐蚀性下降,再钝化性能劣化,且随冷变形量增加更为显著。并讨论了HNSSs的腐蚀机理。

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.

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。

温度对国产核级316L不锈钢在加Zn水中电化学腐蚀性能的影响

在模拟压水堆一回路B+Li水和加Zn水中,采用极化曲线、阻抗谱(EIS)原位研究了温度(7)变化对国产核级316L不锈钢(316LSS)电化学腐蚀行为的影响.结果表明,T升高导致316LSS表面氧化膜的保护性能减弱.从低温到高温,316LSS表面膜结构由单层转变为双层,富Cr氧化层起到关键性的阻挡金属基体继续氧化的作用.与无Zn相比,加Zn后316LSS表面膜的耐蚀性增强,但生长机制不变.从氧化物溶解度和结构模型的角度讨论了316L SS在上述水溶液中表面氧化膜的形成机理.