【堆用不锈钢材料在模拟一回路介质中腐蚀的穆斯堡尔研究】黄红波.pdf

摘要核电站包括两个部分:以核反应堆为中心的“核岛”,和以常规设备为中心的“常规岛”。核岛技术属高科技,而且是将来确保核电站安全运行的关键所在。核岛所用的金属材料主要是碳钢、不锈钢、因科镍耐热合金等。在运行条件下,由于这些材料和反应堆载热剂相互作用,产生腐蚀。腐蚀产物沉积在金属与载热剂的接触面上,在运行中形成难以避免的问题,轻则逐渐降低热交换效率,重则甚至发生事敌,因此一直是核电站运行中十分受重视的问题。国际上至今认为,解决问题的关键在于定期正确认定腐蚀产物的种类和数量,近来认为,应用穆斯堡尔谱学进行上述认定是重要依据。

目录致谢第一章不锈钢材料在水冷堆中的腐蚀 1不锈钢材料 1腐蚀概述 1不锈钢材料在水冷堆中的腐蚀第二章穆斯堡尔谱学 2穆斯堡尔效应 2超精细相互作用 2实验方法 2穆斯堡尔谱学与不锈钢腐蚀的研究第三章样品准备 3试验原材料 3试样第四章实验与讨论 4低周腐蚀疲劳实验 4X射线衍射(XRD)测量 4透射穆斯堡尔谱(TMS)测量 4X射线背散射穆斯堡尔谱(XMS)测量 4内转换电子穆斯堡尔谱(CEMS)测量 4.

第一章不锈钢材料在水冷堆中的腐蚀核反应堆中,特别是在水冷反应堆中(见图1),大量的不锈钢材料被用作为结构材料、燃料包壳材料等。这些材料在反应堆工作条件下会出现许多腐蚀问题,例如,均匀腐蚀、应力腐蚀、晶间腐蚀、隙缝腐蚀、点腐蚀等问题。其中危害较为严重的是应力腐蚀开裂(简记为SCC)。反应堆中许多重要的设备和部件,如反应堆压力壳堆焊衬里、燃料元件包壳、反应堆排泄口喷嘴、沸水堆过热器管路、主回路管路、热交换器等,几乎都发生过应力腐蚀开裂。这将严重地影响到反应堆的安全和工作效率.汽轮发电架孔统芯(核燃料医力壳水安全壳图1秦山核电站原理示意图 1.