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核電設(shè)備的腐蝕與防護

2018-10-15 11:45:44 作者：本網(wǎng)整理來源：腐蝕與防護分享至：

核電站材料是保證核電站安全、可靠、高效運行的基礎(chǔ)。數(shù)十年內(nèi)我國核電站在建造階段和運行階段暴露出來的問題，特別是運行階段暴露出來的問題，多與材料相關(guān)。其中材料的老化、腐蝕、疲勞和磨損等問題，直接影響到核電站運行的安全性和可靠性。

為了更加有效地加強國內(nèi)核電管理機構(gòu)、核電設(shè)計單位、核電設(shè)備制造廠家、核電廠和核電材料研究單位在核電關(guān)鍵材料環(huán)境服役行為的信息溝通和合作研究，進一步提高我國核電關(guān)鍵材料開發(fā)、核電裝備制造和服役行為研究的水平，《腐蝕與防護》雜志于2018年7月推出“核電材料的腐蝕與防護”專題，供廣大同行學習借鑒。

核電廠水池覆面鋼板在硼酸溶液中的腐蝕行為

采用晶間腐蝕試驗，電化學試驗及應(yīng)力腐蝕試驗等研究了核電廠水池覆面鋼板S32205、S32101和S30403在硼酸溶液中的腐蝕行為。結(jié)果表明：三種材料在給定試驗條件下的晶間腐蝕傾向很小；S32205不銹鋼的縫隙腐蝕發(fā)生電位和保護電位最高，分別為0.64 V和0.1 V；S32101和S30403不銹鋼的縫隙腐蝕發(fā)生電位基本接近，約為0.25 V，S30403不銹鋼的保護電位（0 V）略高于S32101不銹鋼（-0.1 V）的；三種材料的耐縫隙腐蝕和應(yīng)力腐蝕性能均為S32205不銹鋼 > S32101不銹鋼 > S30403不銹鋼；三種材料經(jīng)恒載荷應(yīng)力腐蝕試驗后均未發(fā)生斷裂。

鎳基合金堆焊層在除氧和含氫高溫水中氧化膜的性能

研究了鎳基合金堆焊層在模擬壓水堆一回路水中生成的表面氧化膜的特性，對比了鎳基合金在除氧水（溶解氧含量<5 μg/L）和含氫水（溶解氫含量約為2.6 mg/L）中生成的氧化膜的異同。結(jié)果表明：在325℃下浸泡146 h后，除氧水中鎳基合金表面生成了稀疏分布的氧化物顆粒，含氫水中鎳基合金表面則幾乎無氧化物顆粒，只生成了一層黑色的氧化膜。含氫水中，在堆焊層厚度方向上越靠近堆焊層-基體熔合線，鎳基合金表面生成的氧化物顆粒也越密集，其氧含量也越高，這表明堆焊層過渡區(qū)材料特性與高溫水中氧化膜具有相關(guān)性。

核電廠二回路冷卻系統(tǒng)的沖蝕管理

核電廠二回路的設(shè)備和管道，面臨介質(zhì)相變類型多、流速快、流量大等環(huán)境，多次發(fā)生沖蝕現(xiàn)象。結(jié)合沖蝕的原理，提出沖蝕敏感設(shè)備的篩選方法以及具有可操作性的監(jiān)檢測方法和維修措施。

壓水堆核電站加鋅水化學技術(shù)的研究進展

壓水堆（PWR）核電站一回路采用的加鋅水化學（ZWC）技術(shù)是抑制一回路結(jié)構(gòu)材料腐蝕失效最有效的方法之一。綜合分析了ZWC技術(shù)在國外PWR核電站的應(yīng)用概況，加鋅對結(jié)構(gòu)材料均勻腐蝕，氧化膜及應(yīng)力腐蝕等的影響，以及目前研究存在的問題。

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責任編輯：韓鑫

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