核电设备的腐蚀与防护

2018-10-15 11:45:44 作者：本网整理来源：腐蚀与防护分享至：

核电站材料是保证核电站安全、可靠、高效运行的基础。数十年内我国核电站在建造阶段和运行阶段暴露出来的问题，特别是运行阶段暴露出来的问题，多与材料相关。其中材料的老化、腐蚀、疲劳和磨损等问题，直接影响到核电站运行的安全性和可靠性。

为了更加有效地加强国内核电管理机构、核电设计单位、核电设备制造厂家、核电厂和核电材料研究单位在核电关键材料环境服役行为的信息沟通和合作研究，进一步提高我国核电关键材料开发、核电装备制造和服役行为研究的水平，《腐蚀与防护》杂志于2018年7月推出“核电材料的腐蚀与防护”专题，供广大同行学习借鉴。

核电厂水池覆面钢板在硼酸溶液中的腐蚀行为

采用晶间腐蚀试验，电化学试验及应力腐蚀试验等研究了核电厂水池覆面钢板S32205、S32101和S30403在硼酸溶液中的腐蚀行为。结果表明：三种材料在给定试验条件下的晶间腐蚀倾向很小；S32205不锈钢的缝隙腐蚀发生电位和保护电位最高，分别为0.64 V和0.1 V；S32101和S30403不锈钢的缝隙腐蚀发生电位基本接近，约为0.25 V，S30403不锈钢的保护电位（0 V）略高于S32101不锈钢（-0.1 V）的；三种材料的耐缝隙腐蚀和应力腐蚀性能均为S32205不锈钢 > S32101不锈钢 > S30403不锈钢；三种材料经恒载荷应力腐蚀试验后均未发生断裂。

镍基合金堆焊层在除氧和含氢高温水中氧化膜的性能

研究了镍基合金堆焊层在模拟压水堆一回路水中生成的表面氧化膜的特性，对比了镍基合金在除氧水（溶解氧含量<5 μg/L）和含氢水（溶解氢含量约为2.6 mg/L）中生成的氧化膜的异同。结果表明：在325℃下浸泡146 h后，除氧水中镍基合金表面生成了稀疏分布的氧化物颗粒，含氢水中镍基合金表面则几乎无氧化物颗粒，只生成了一层黑色的氧化膜。含氢水中，在堆焊层厚度方向上越靠近堆焊层-基体熔合线，镍基合金表面生成的氧化物颗粒也越密集，其氧含量也越高，这表明堆焊层过渡区材料特性与高温水中氧化膜具有相关性。

核电厂二回路冷却系统的冲蚀管理

核电厂二回路的设备和管道，面临介质相变类型多、流速快、流量大等环境，多次发生冲蚀现象。结合冲蚀的原理，提出冲蚀敏感设备的筛选方法以及具有可操作性的监检测方法和维修措施。

压水堆核电站加锌水化学技术的研究进展

压水堆（PWR）核电站一回路采用的加锌水化学（ZWC）技术是抑制一回路结构材料腐蚀失效最有效的方法之一。综合分析了ZWC技术在国外PWR核电站的应用概况，加锌对结构材料均匀腐蚀，氧化膜及应力腐蚀等的影响，以及目前研究存在的问题。

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责任编辑：韩鑫

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