超临界水冷堆燃料包壳候选材料的耐腐蚀性能

第34卷第4期2014年8月中国腐蚀与防护学报Journal of Chinese Society for Corrosion and Protection V ol.34No.4Aug.2014

沈朝张乐福朱发文鲍一晨

上海交通大学核科学与工程学院上海200240

摘要：介绍了超临界水冷堆候选材料的相关腐蚀实验结果，并且讨论了每种候选材料在超临界水环境中的耐

腐蚀性能。根据当前研究结果可知，高Cr 含量的奥氏体不锈钢在超临界水中具有良好的抗腐蚀性能，因此其

最有可能成为超临界水冷堆燃料包壳材料。

关键词：超临界水冷堆燃料包壳腐蚀氧化膜

中图分类号：TG172文献标识码：A 文章编号：1005-4537(2014)04-0301-06

Corrosion Behavior of Candidate SCWR Fuel

Cladding Materials

SHEN Zhao,ZHANG Lefu,ZHU Fawen,BAO Yichen

School of Nuclear Science and Engineering,Shanghai Jiao Tong University,Shanghai 200240,

China

Abstract:Corrosion performance of candidate clad materials for fuel of supercritical water-cooled

reactor (SCWR)is reviewed with emphasis on that of four typical candidate alloys.According to

the results presented in this paper,it is noted that the austenitic stainless steels with high Cr content

show excellent corrosion resistance.Therefore,this kind of steels should be good candidate clad

material for the fuel of SCWR.

Key words:supercritical water-cooled reactor,fuel cladding,corrosion,oxide film

1前言超临界水冷堆(SCWR)是最有前景的第四代概念堆型之一。其堆内运行条件处于水的临界点(374℃，22.1MPa)之上，与轻水堆相比具有诸多优点，如其冷却剂为单相高焓态，SCWR 在结构上还省去了蒸汽发生器、汽水分离器和干燥器等结构，由于冷却剂的质量减少使得整个反应堆的体积减小，同时工作效率更高(~45%vs 33%)。相对于目前的压水堆(PWR)和沸水堆(BWR)，SCWR 的主要特点是其提高了堆内工作温度和压力。目前，关于SCWR 堆芯结构材料如包壳、栅格、冷却剂棒等的研发和选材是限制SCWR 进一步发展的关键问题。在所有的堆芯结构材料中，燃料棒包壳材料的

工作条件最为苛刻，在正常工况下其表面热点设计温度超过600℃[1-5]，而在瞬态时将会更高。而其它堆芯构件的工作条件类似或者好于燃料包壳，可以选用类似于燃料包壳材料作为其结构材料。因此，发展SCWR 燃料包壳用材是发展SCWR 最为关键的问题。

当前压水堆和沸水堆燃料包壳用材均为锆合金，其工作温度严格限制在360℃以下，因为当温度超过360℃时，其腐蚀速率大幅升高，且其机械强度会大幅下降。目前，大部分的锆合金在超临界水(SCW)中其腐蚀速率随时间呈现出线性增长关系[6]。因此，将锆合金应用在SCW 中的可能性很小。到目前为止，关于SCWR 包壳材料的技术要求还没有明确的给出，本文综述了SCWR 包壳候选材

料的腐蚀筛选实验结果，并且对影响材料在SCW 中腐蚀性能的因素进行了相关分析。

定稿日期：2013-06-21基金项目：国家重点基础研究发展计划项目(2007CB209802)资助作者简介：沈朝，男，1990年生，硕士生，研究方向为核材料腐蚀及

其水化学通讯作者：张乐福，E-mail ：lfzhang@https://www.360docs.net/doc/4196811.html, DOI ：

10.11902/1005.4537.2013.123

中国腐蚀与防护学报34卷

2包壳材料的选择标准

2.1燃料包壳苛刻的工作条件

燃料包壳材料的主要功能是盛装燃料芯块，并且保证在各种工况下具有放射性的裂变产物不泄露出来，而维持包壳材料结构完整性是保证放射性裂变产物不泄露的决定性因素。在Liu等[3]所设计的SCWR堆型中，冷却剂设计出口温度为510℃，压力为25MPa，燃料包壳的最大正常工作温度为610℃，而在反应堆瞬态或者发生事故时其温度将会超过750℃。为了满足包壳材料高温高压水环境、超薄壁厚(0.5~0.6mm)、高中子通量和超长服役期等使用要求，其必须具有足够高的屈服强度和蠕变强度以抵抗环境(25MPa，750℃)所带来的压力，同时还必须具有良好的抗SCW和裂变产物性能，以避免均匀腐蚀对材料的减薄和材料的应力腐蚀开裂(SCC)。

2.2辐照损伤的影响

燃料包壳材料的辐照脆化是另外一个需要重点关注的问题。SCWR燃料包壳材料的辐照剂量同钠冷快堆(FBR)包壳材料类似，但是其快中子数量只有FBR的1/3~1/2。有关SCWR包壳材料辐照性能可以参照FBR包壳材料的相关实验研究。目前,关于奥氏体不锈钢、F/M钢和氧化物弥散强化(ODS)钢的辐照损伤已经进行了大量的研究[7,8]。结果表明，奥氏体不锈钢的辐照肿胀是F/M钢的2~4倍。对于Fe-Cr-Ni合金，冷加工和晶粒细化能够有效地降低其在低温辐照时的空位肿胀，而对于高温辐照结果恰好相反，这主要是因为高温辐照时，嬗变产物的分解产生了空位和气体(H2和He)。SCWR燃料包壳的快中子通量密度要远小于FBR包壳，而SCWR包壳最大辐照剂量约为15dpa[9]，该剂量恰好可引起一些冷加工奥氏体不锈钢和F/M钢发生肿胀[8]，因此，SCWR包壳材料的辐照肿胀并不是关键问题。辐照造成材料的空泡、间隙和滑移是引起辐照脆化的原因，但是在SCWR正常工作温度区间，燃料包壳材料的辐照脆化现象并不明显。但是，对于高Ni含量的材料，He的产生会导致严重的肿胀和脆化问题，一般对于辐照肿胀不明显的材料，其Ni 含量往往较低。对于奥氏体不锈钢和镍基合金，辐照往往会导致合金元素在晶界析出，这样会导致材料在超临界和次临界的水环境中均会发生SCC[9]，这需要引起广大材料研发者的注意。

SCWR燃料包壳材料在正常工作时其温度超过600℃，同FBR包壳材料类似，但它们的工作条件又并不完全相同，在正常工作条件下，SCWR包壳需要承受冷却剂85MPa的压应力，而此应力超过了大部分抗热材料在600℃时的蠕变强度。高中子通量加速了蠕变速率。因此，辐照引起蠕变，而蠕变造成材料的SCC，这需要引起人们的关注。

2.3在超临界水中的耐腐蚀性能

超临界水和次临界水相比，在物理和化学性能方面具有重大的差异，例如密度、扩散系数、氢键的数量、介电常数、极性和非极性物质的溶解度，并且这些性质随着温度和压力的变化而变化。SCW是一种极强的氧化剂，氧化是金属在SCW中最主要的腐蚀机理。腐蚀速率是由O向材料内部扩散和合金原子向材料表面扩散的速率决定的。温度越高，材料中合金原子更易扩散。高温能够引起水分子的分解，从而产生溶解氧，而溶解氧的浓度越高，就越易形成高价金属氧化物，如Fe2O3[10]。

金属表面是否能够形成稳定的保护性氧化膜是决定其能否在高温环境中使用的关键因素。大量的研究[9-11]结果表明，奥氏体不锈钢、F/M钢和镍基合金在超临界水中形成的保护性氧化膜通常为富Cr 的(M，Cr)3O4尖晶石，并且通常为双层或者三层结构。当温度超过600℃时，不锈钢和F/M钢表面氧化膜通常会出现裂纹和剥落，加速材料的减薄。

SCWR燃料包壳材料的设计厚度大约为0.5~ 0.6mm，强度或者刚度的降低在高压下可能会引起燃料包壳管发生断裂或者变形。燃料包壳材料在SCW环境中经历3~4个换料周期后，由均匀腐蚀、应力腐蚀裂纹深度和穿晶裂纹深度共同造成的减薄不能超出其初始厚度的5%。若减薄达到其初始厚度的5%，其管壁的应力将增加10%，这会显著地降低燃料棒的安全裕量。基于当前关于SCWR燃料包壳材料候选材料的腐蚀筛选实验[12]，只有高Cr含量的奥氏体不锈钢、镍基合金和含Al合金能够满足苛刻的抗腐蚀性能要求。

2.4SCWR燃料包壳材料的技术要求

高温强度、均匀腐蚀速率和辐照诱导应力腐蚀开裂为选择燃料包壳材料的重要考察标准。由上文分析可知，SCWR燃料包壳材料的主要性能要求如下[11]：

(1)在650和800℃时的最小屈服强度分别为150和100MPa；

(2)在650和800℃时的最小蠕变强度分别为120和90MPa；

(3)低均匀腐蚀、应力腐蚀开裂和沿晶开裂，三者在3~4个换料周期内总共造成的减薄不超过材料初始厚度的5%(25μm)；

(4)辐照诱导晶界偏析倾向极小或者没有，因此

302

4期

材料无辐照诱导应力腐蚀开裂倾向；

(5)中子辐照肿胀率低，无中子辐照脆化倾向。

除了以上要求之外，材料在高温、高中子通量环境中必须具有稳定的晶相结构。当水流经堆芯时[3]，水温从280℃升高到510℃，水从次临界状态到临界状态再到超临界状态，金属材料(如不锈钢和镍基合金)在不同的环境中呈现出不同的腐蚀机理。当一些常用的工程金属材料暴露在次临界的高温水中时，电化学溶解起最主要的作用，SCC问题通常是反应堆结构材料面临的主要问题，尤其是不锈钢和镍基合金。当水温接近临界点(374℃，22.1MPa)时，材料的氧化速率和溶解速率同时升高[13,14]。腐蚀产物以离子或者某种特殊的形态溶解在次临界水中，并且随着次临界水一起流动，当水达到临界点后，金属离子会与水中的O发生反应生成氧化物析出。析出的氧化物会在接近或者超出临界点附近堆积，从而降低了导热系数。

超临界水冷堆候选材料的均匀腐蚀和应力腐蚀性能评价实验是当前最为重要的研究工作之一，因为大部分入围的候选材料在SCW中都呈现出了较高的腐蚀速率和应力腐蚀开裂倾向。本文分析了一些候选材料的腐蚀机理，以及它们用作SCWR中燃料包壳或者堆芯构件的可能性。

3超临界水冷堆燃料包壳候选材料

由上文给出的技术要求可知，高Cr含量的奥氏体不锈钢和含Al合金以及它们的ODS钢是最有前景的候选材料。镍基合金和钴合金同样满足机械和腐蚀性能要求，但是它们在高快中子通量环境中的性能使其在所有的候选材料中具有较低的优先级。

文献[11]选取不同的候选材料分别在静态和循环的高压釜中进行腐蚀筛选实验。实验温度为550~ 650℃，实验压力为25MPa。各候选材料的化学成分见表1。实验结果如图1所示。

3.1奥氏体不锈钢

相对于镍基合金，奥氏体不锈钢具有抗腐蚀、抗辐照性能好等优点，因此其被作为超临界水中结构材料的候选材料。文献[12,15-19]表明，目前国际上已经对304L，304，304H，316L，316Ti，D9，310S和800H 等奥氏体不锈钢在SCW中的应用进行过相关研究。

奥氏体不锈钢已被成功应用到轻水反应堆

Material C276 718 F92 AL-6XN 304NG TP347 316Ti MA956 NF709 HR3C SA VE25 X20Cr-1 X20Cr-2 X20Cr-3 B12Cr-1

0.001

0.045

0.13

0.020

0.018

0.063

0.02

＜0.1

0.04

0.07

0.1964

0.1951

0.1986

0.090

5.35

Bal.

15.88

18.05

9.0

20.43

19.4

17.08

20.0

22.5

10.2

11.2

12.3

11.40

Bal.

52.5

≤0.40

23.82

9.35

9.28

12.1

---

18.5

0.66

0.64

0.6419

0.07

15.64

3.05

0.30~

0.60

6.23

---

1.5

0.1

1.01

0.99

1.034

0.46

0.52

0.132

0.30~

0.60

0.42

---

1.5

≤0.30

1.1

0.5

0.54

0.53

0.25

0.03

0.217

≤0.50

0.34

0.58

0.65

0.4

---

0.4

0.2

0.31

0.32

0.30

0.12

0.002

0.009

≤0.010

0.005

0.007

0.003

0.008

---

≤0.005

0.0016

0.0015

0.0021

0.003

0.005

0.011

≤0.020

0.024

0.018

0.025

0.014

≤0.02

≤0.015

≤0.02

0.0092

0.0091

0.014

1.51

---

0.24

0.028

---

≤0.3

---

2.01

3.38

---

1.50~

2.00

---

Ti:

0.2/0.6

---

1.5

---

2.10

0.02

---

0.20

---

0.07

0.04

0.29

0.28

0.31

0.20

---

0.053

≤0.25

0.26

0.062

0.05

---

≤0.15

0.1

3.25

0.028

0.029

0.027

0.47

---

0.442

≤0.040

---

4.5

---

0.011

0.018

0.009

0.011

---

0.050

0.211

0.089

---

0.17

0.25

0.2

---

0.07

---

5.02

0.07

---

0.25

0.45

---

0.06

Others

---

Y2O3:

0.34

---

Re:0.06

表1筛选实验侯选材料成分

Table1Chemical compositions of test materials

(mass fraction/%)沈朝等：超临界水冷堆燃料包壳候选材料的耐腐蚀性能

303

中国腐蚀与防护学报34卷

(LWR)和FBR 中，并在所有的候选材料中具有较高的优先级。奥氏体不锈钢在不超过550℃的SCW 中具有很好的抗腐蚀性能，其腐蚀增重速率同C276类似。然而，随着SCW 温度的升高，尤其是当温度超过600℃时，不同的不锈钢在腐蚀速率上有较大的差别。高Cr 含量的不锈钢呈现出了很好的抗腐蚀性能。HR3C ，SA VE25和NF709都是超超临界火电站火管用材，它们在650℃的高温环境中具有极好的机械强度和抗腐蚀性能，能够满足SCWR 中包壳材料的均匀腐蚀性能要求。大部分关于奥氏体不锈钢的研究[20,21]表明，其在SCW 中形成的氧化膜具有双层或者三层结构，与在空气、真空和次临界水中形成的氧化膜的结构类似。外层氧化膜主要是由疏松的磁铁矿构成，而内层氧化膜富Cr ，其主要由Fe-Cr 尖晶石或者Fe-Cr 赤铁矿组成[12,19]。同铁素体钢的情况类似，在奥氏体不锈钢的内层氧化膜和基体材料之间存在过渡层，这个区域的O 含量由外向内逐渐降低。因为奥氏体不锈钢的辐照肿胀率较低，因此其被用来制作FBR 的燃料包壳，如316Ti ，D9和PNC1520，并且针对其在SCW 中的应用展开相关研究[9]。这些材料同304NG 类似，具有相当高的腐蚀速率，但由于Cr 含量较低，所以这些材料作为SCWR 燃料包壳的可能性较小。3.2F/M 钢在550~650℃的SCW 中，对Cr 含量为9%~18%的F/M 钢进行腐蚀筛选实验[11,22]，结果表明，它们均不能满足燃料包壳材料的使用要求。这是由于fcc 结构的铁素体或者马氏体钢在SCW 中腐蚀增重速率较快，并且表面氧化膜厚度较厚。同时，F/M 钢的腐蚀速率随着Cr 含量的升高而下降。当温度小于550℃时，在F/M 钢表面氧化膜并未发现裂纹。然而，当温度升高到650℃时可在F/M 钢表面观察到裂纹。磁铁矿和基体材料的热膨

胀系数不匹配导致氧化膜在高温时发生开裂，同时

在650℃时材料表面氧化膜晶粒尺寸粗大，这使得氧化膜较易发生剥落。12Cr F/M 钢的氧化膜晶粒随着时间的推移不断长大，1000h 后其晶粒平均尺寸达12μm 。由于F/M 钢在SCW 中的抗腐蚀性能较

差，因此其在超临界水冷堆燃料包壳候选材料中的优先级较低。

3.3ODS 钢

FBR 中燃料包壳用材为F/M-ODS 钢[15,16]。ODS 钢在高温环境中具有较高的蠕变强度，这是因为其

内部的氧化物颗粒弥散硬化所致。同时，ODS 钢在573~773K ，15dpa 的环境中具有优良的抗辐照肿胀和辐照脆化性能。然而，在相关实验中[9,22]材料的氧化物强化并未提高其抗腐蚀性能。Cr 对Fe-Cr-ODS 钢(bcc 结构)腐蚀速率的影响同奥氏体不锈钢不同，如410的腐蚀速率要低于18Cr-ODS ，而12Cr-ODS 和14Cr-ODS 的腐蚀速率要高于F92(9%Cr)。由此可知，如果ODS 钢的加工过程没有控制好，那么添加在材料内部的氧化物可能会加快其腐蚀速率，即使是对于那些Cr 含量超过18%的ODS 钢。MA 956是一种含Al 高Cr ODS 钢，其在所有候

选材料中的腐蚀速率最低。MA 956的名义化学成分为：Fe-20Cr-4.5Al-0.5Ti-0.5Y 2O 3-0.02C ，Al 在材料中以金属态存在，Al 能够在材料表面形成Al 2O 3，这种氧化物致密，结构稳定，能够很好地保护材料不被进一步氧化。因此，MA 956可以应用在1100℃的高温环境中。虽然MA 956的辐照脆化和金相稳定性需要进一步研究，但是其优良的高温强度和抗腐蚀性能使其在所有SCWR 包壳管候选材料中具有

较高的优先级。

在MA956使用前，须在1100℃的环境中对其进行预氧化处理(＞1h)，这样就可以在其表面形成保护性氧化膜，从而提高其抗氧化能力。预氧化处理的MA956在1000h 后其表面氧化膜仍然具有保护性，而未进行预氧化处理的MA956表面氧化膜出现

了许多腐蚀坑，腐蚀保护性能变差。同其它材料相

比，MA 956在SCW 中呈现出减重特征，表面氧化膜中Cr 和Al 的扩散和挥发是导致其失重的最主要原因，尤其是当其未进行预氧化处理时。MA 956中的Cr 和Al 能够同高温蒸汽发生反应，生成挥发性的气体化合物[11]。未预氧化的MA 956在650℃的SCW 中腐蚀1000h 后，可以在其表面氧化膜观察到点蚀

坑和Al 2O 3颗粒物。点蚀坑是由于Al 和Cr 选择性的

图1候选材料1000h 后的腐蚀增重[11]Fig.1Weight gain of candidate materials after testing for 1000h [11]－２０

２０４０６０８０１００１２０１４０１６０１８０　

Ｗｅｉｇｈｔ　ｇａｉｎ　／

　ｍ

ｇ?

ｄｍ－２

Ｔｅｓｔｉｎｇ　ｍａｔｅｒｉａｌ

ＡＬ－６ＸＮＨＲ３Ｃ３０４ＮＧ３１６Ｔｉ３４７ＨＦＧＣ２７６８００Ｈ８２５７１８Ｐ９２ＭＡ９５６ＳＡＶＥ２５

ＮＦ７０９－２０００２００４００６００

８００１０００１２００１４００１６００

１８００304

4期挥发和溶解所造成的，而Al 2O 3颗粒是由于Al 的沉积所造成的。MA956表面氧化膜点蚀坑的具体形成机理需要对其表面进行深入的微观结构分析。观察MA956在650℃的SCW 中腐蚀1000h 后的氧化膜截面形貌可知，其氧化膜的厚度极薄，大约只有5μm ；表层氧化膜中Al 含量明显高于基体，在氧化膜厚度方向上逐渐递增；而最外层氧化膜中Cr 含量却要低于基体，说明在650℃的高温环境中，Cr 的溶解和挥发速率要高于基体中的Cr 向外层扩散的速率。3.4镍基合金由于镍基合金具有良好的抗腐蚀性能和高温强度，因此其被选为SCWR 的候选材料。根据已有的文献[12,15,16,18,20]可知，目前国内外已对625，690，600，825，C276，C22，718，B2，MAT21和MC 等镍基合金进行过相关研究。镍基合金718在650℃的SCW 中腐蚀1000h 后其表面磨痕依然清晰可见，可知镍基合金的表面氧化膜厚度较小，不能通过扫描电镜(SEM/EDS)分析其氧化膜(截面)成分，需要借助X 射线光电子能谱仪(XPS)对其氧化膜成分进行分析。625合金[9]在600℃，25μg/L 溶氧的SCW 中腐蚀1026h 后表面氧化膜形貌如图2所示。EDS 结果(图2)表明，O 和Cr 在晶界处的含量比较高，Ni 的含量比较小。通过Ar 离子轰击氧化膜表面，达到减薄的目的，这一层氧化膜的EDS 结果如图2所示。在晶界处贫Cr 富Ni ，因此晶界是Cr 向表面扩散的主要通道，使得氧化膜表面在晶界处Cr 含量比较高，而金属材料晶界处Cr 含量较低。镍基合金的腐蚀增重要小于F/M 钢和奥氏体不锈钢的。在650℃的SCW 中，腐蚀1000h 后718合金的腐蚀增重只有304NG 的1/20，P92的1/30。一

般来说，镍基合金在超临界点以上的低溶氧环境中，经过1000h 后的腐蚀增重较小，并且重量变化波动较小。研究发现，镍基合金在360℃的次临界水环境中的腐蚀增重较大。水在临界点以后的密度急剧下降，因此360℃时水的密度远大于水在500和600℃时的密度，这可能是导致镍基合金在次临界水环境中腐蚀增重较大的原因。虽然镍基合金在

SCW 中具有优良的抗腐蚀性能，但其抗辐照性能和

抗应力腐蚀开裂性能较差，因此其在超临界水冷堆燃料包壳候选材料中具有较低的优先级。4结论

基于目前主流的SCWR 概念堆型的设计结果,提出了燃料包壳材料的技术要求。相关文献表明，

高Cr 含量(＞22%)奥氏体钢最有可能成为SCWR 燃料包壳材料，如HR3C 。Al 能够提高材料在SCW 中的抗腐蚀性能，但是它在SCW 中会发生挥发，从而使氧化膜失去保护性。本实验中抗腐蚀性能最好的材料，是经预氧化表面形成Al 氧化膜的高Cr 含量ODS 钢，如MA956，其同样有可能作为燃料包壳材料，这意味着材料在高温环境中长期服役带来的脆化和金相稳定性问题可以得到解决。

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图2625合金在600℃,25μg/L 溶氧中腐蚀1026h 后的沿晶腐蚀形貌[9]

Fig.2Intergranular corrosion morphologies of 625alloy exposed in 25μg/L SCW at 600℃for 1026h,(a1~a4)as-exposed,

(b1~b4)after sputtering [9]

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耐蚀金属材料课程练习题答案(江苏科技大学)

练习题一、选择题 1、为了提高合金的耐蚀性，向材料中加入强的阴极性元素金属，属于以下哪种方法A。 A）降低阳极相活性B）降低阴极相活性C）增加系统阻力 2、同样加入强阴极性元素，有的合金耐腐蚀，有的却不耐蚀。其原因是A。 A）前者处于可钝化的，后者不是B）前者腐蚀体系处于常温，后者不是 C）前者腐蚀体系存有活化离子（如Cl－），后者不是D）以上都不是 3、为提高铁金属材料耐蚀性，铬是一种常添加的元素，主要起以下作用B。 A）使腐蚀电位正移，增加材料的热力学稳定性B）合金易进入钝态区 C）致钝电位向正向移动D）以上都对 4、加入Cu、P、Cr元素的耐候钢具有较好的耐大气腐蚀性，机理是D。 A）有序固溶理论B）电子机构理论 C）表面富集理论D）形成致密腐蚀产物膜理论 5、金属产生晶间腐蚀应满足的条件是C A）在高压的环境中，只要其电极电位低且强度不够； B）在高温的环境中，只要其产生的氧化膜不够致密； C）在腐蚀的环境中，只要其晶粒与晶界物－化状态和电化学性能不同； D）在高压、高温、腐蚀的环境中,只要其晶粒与晶界成分不符合塔曼定律； 6、奥氏体不锈钢中添加Nb元素的主要作用是C A）增加膜的致密性B）提高材料的抗点蚀能力 C）作为稳定化元素抑制碳化铬的生成D）增加热力学稳定性 7、黄铜脱锌属于以下哪种腐蚀类型E。 A）点蚀B）缝隙腐蚀C）晶间腐蚀D）电偶腐蚀E）选择性腐蚀 8、下列哪种热处理工艺对1Cr18Ni9Ti的抗晶间腐蚀是必须的B A）固溶处理B)稳定化处理 C）去应力退火处理D）敏化处理 9、加入了稳定化元素Ti、Nb的奥氏体不锈钢，却没有达到耐腐蚀的目的。这可能是该钢种在使用前没能进行过D处理。 A）固溶处理B）敏化处理C）退火处理D）稳定化处理 10、海水腐蚀环境中，以下哪个区域腐蚀最严重A。 A）飞溅带B）潮差带C）全浸带D）海泥带 11．以下关于可逆氢脆说法错误的是C A）氢脆在室温附近最敏感；B）材料强度越高，氢脆越敏感；

介质的毒性和金属材料的耐腐蚀性

介质的毒性和金属材料的耐腐蚀性《职业性接触毒物危险程度分级》GB5044分级原则是什么？答：（1）职业性接触毒物危险程度分级，是以急性毒性、急性中毒发病状况、慢性中毒患病状况、慢性中毒后果、致癌性和最高容许浓度等六项指标为基础的定级标准。（2）分级原则是依据六项分级指标综合分析，全面权衡，以多数指标的归属定出危害程度的级别，但对某些特殊毒物，可按其急性、慢性或致癌性等突出危害程度定出级别。《职业性接触毒物危险程度分级》GB5044分级依据是什么？答：（1）急性毒性以动物试验得出的呼吸道吸入半数致死浓度（LC ）或经口、经皮半数致死量（LD50） 50 或LD50最低值作为急性毒性指标。的资料为准，选择其中LC 50 （2）急性中毒发病状况是一项以急性中毒发病率与中毒后果为依据的定性指标：可分为易发生、可发生、偶而发生中毒及不发生急性中毒四级。将易发生致死性中毒或致残定为中毒后果严重；易恢复的定为预后良好。（3）慢性中毒患病状况一般以接触毒物的主要行业中，工人的中毒患病率为依据，但在缺乏患病率资料时，可取中毒症状或中毒指标的发生率。（4）慢性中毒后果依据慢性中毒的结局，分为脱离接触后，继续进展或不能治愈、基本治愈、自行恢复四级。并可依据动物试验结果的受损病变性质（进行性、不可逆性、可逆性）、靶器官病理生理特性（修复、再生、功能储备能力），确定其慢性中毒后果。（5）致癌性主要依据国际肿瘤研究中心公布的或其他公认的有关该毒物的致癌性资料，确定为人体致癌物、可疑人体致癌物、动物致癌物及无致癌性。（6）最高容许浓度主要以《工业企业设计卫生标准》TJ36-70中表4车间空气中有害物质最高容许浓度值为准。

超临界水冷堆燃料包壳候选材料的耐腐蚀性能

第34卷第4期2014年8月中国腐蚀与防护学报Journal of Chinese Society for Corrosion and Protection V ol.34No.4Aug.2014 超临界水冷堆燃料包壳候选材料的耐腐蚀性能沈朝张乐福朱发文鲍一晨上海交通大学核科学与工程学院上海200240 摘要：介绍了超临界水冷堆候选材料的相关腐蚀实验结果，并且讨论了每种候选材料在超临界水环境中的耐腐蚀性能。根据当前研究结果可知，高Cr 含量的奥氏体不锈钢在超临界水中具有良好的抗腐蚀性能，因此其最有可能成为超临界水冷堆燃料包壳材料。关键词：超临界水冷堆燃料包壳腐蚀氧化膜中图分类号：TG172文献标识码：A 文章编号：1005-4537(2014)04-0301-06 Corrosion Behavior of Candidate SCWR Fuel Cladding Materials SHEN Zhao,ZHANG Lefu,ZHU Fawen,BAO Yichen School of Nuclear Science and Engineering,Shanghai Jiao Tong University,Shanghai 200240, China Abstract:Corrosion performance of candidate clad materials for fuel of supercritical water-cooled reactor (SCWR)is reviewed with emphasis on that of four typical candidate alloys.According to the results presented in this paper,it is noted that the austenitic stainless steels with high Cr content show excellent corrosion resistance.Therefore,this kind of steels should be good candidate clad material for the fuel of SCWR. Key words:supercritical water-cooled reactor,fuel cladding,corrosion,oxide film 1前言超临界水冷堆(SCWR)是最有前景的第四代概念堆型之一。其堆内运行条件处于水的临界点(374℃，22.1MPa)之上，与轻水堆相比具有诸多优点，如其冷却剂为单相高焓态，SCWR 在结构上还省去了蒸汽发生器、汽水分离器和干燥器等结构，由于冷却剂的质量减少使得整个反应堆的体积减小，同时工作效率更高(~45%vs 33%)。相对于目前的压水堆(PWR)和沸水堆(BWR)，SCWR 的主要特点是其提高了堆内工作温度和压力。目前，关于SCWR 堆芯结构材料如包壳、栅格、冷却剂棒等的研发和选材是限制SCWR 进一步发展的关键问题。在所有的堆芯结构材料中，燃料棒包壳材料的工作条件最为苛刻，在正常工况下其表面热点设计温度超过600℃[1-5]，而在瞬态时将会更高。而其它堆芯构件的工作条件类似或者好于燃料包壳，可以选用类似于燃料包壳材料作为其结构材料。因此，发展SCWR 燃料包壳用材是发展SCWR 最为关键的问题。当前压水堆和沸水堆燃料包壳用材均为锆合金，其工作温度严格限制在360℃以下，因为当温度超过360℃时，其腐蚀速率大幅升高，且其机械强度会大幅下降。目前，大部分的锆合金在超临界水(SCW)中其腐蚀速率随时间呈现出线性增长关系[6]。因此，将锆合金应用在SCW 中的可能性很小。到目前为止，关于SCWR 包壳材料的技术要求还没有明确的给出，本文综述了SCWR 包壳候选材料的腐蚀筛选实验结果，并且对影响材料在SCW 中腐蚀性能的因素进行了相关分析。定稿日期：2013-06-21基金项目：国家重点基础研究发展计划项目(2007CB209802)资助作者简介：沈朝，男，1990年生，硕士生，研究方向为核材料腐蚀及其水化学通讯作者：张乐福，E-mail ：lfzhang@https://www.360docs.net/doc/4196811.html, DOI ： 10.11902/1005.4537.2013.123

金属材料耐腐蚀的选材顺序

金属材料耐腐蚀的选材顺序（由低到高）一、不锈钢材料耐点腐蚀、晶间腐蚀和应力腐蚀能力的顺序 1、奥氏体不锈钢： 1Cr18Ni9Ti→0Cr18Ni9（304）→0Cr18Ni11Ti（321）→00Cr19Ni10（304L）0Cr17Ni12Mo2Ti （316）→00Cr17Ni14Mo2（316L）→00Cr19Ni13Mo3（317L）→00Cr20Ni25Mo4.5Cu （904L）→00Cr27Ni31Mo4Cu 2、铁素体不锈钢： 0Cr13（410S）→0Cr13Al（405）→00Cr12Ti（409L）→00Cr17（430LX）→00Cr18Mo2→00Cr26Mo1→00Cr30Mo2 3、双相不锈钢： 00Cr18Ni5Mo3Si2（3RE60）→00Cr22Ni5Mo3N（SAF2205）→00Cr25Ni7Mo4N（SAF2507）二、耐高温腐蚀用材的顺序 20＃→12Cr1MoV→12Cr2Mo1（2Cr-1Mo）→1Cr5Mo→1Cr9Mo→P91(10Cr9Mo1VNb）→0Cr25Ni20(310S) 三、耐应力腐蚀用材 16MnR→20R→12Cr1MoV 00Cr17Ni14Mo2（316L）→00Cr19Ni13Mo3（317L）→00Cr20Ni25Mo4.5Cu（904L）00Cr18Ni5Mo3Si2（3RE60）→00Cr22Ni5Mo3N（SAF2205）→00Cr25Ni7Mo4N（SAF2507）0Cr13（410S）→00Cr12Ti（409L）→00Cr17（430LX）→00Cr18Mo2→00Cr26M o1 注：铁素体不锈钢和双相不锈钢不得在大于350℃的环境中使用。材料的耐腐蚀性能钽：钽金属材料的耐腐蚀性能可同玻璃相比美，在环境温度下，除了氢氟酸外，对所有的酸都具有良好的耐腐蚀性，钽金属在高温下易被强碱腐蚀。钽金属对除了SO3-2及氟的酸性盐溶液以外的所有氢化性及非氢化性盐溶液具有较强的耐腐蚀性。在高温下在硫酸及碳酸溶液中易受腐蚀，非凡是氟离子存在时腐蚀会严重。 l蒙耐尔合金：蒙耐尔合金在有色金属与合金中，最耐氢氟酸（或氟化氢）腐蚀，在介质相当宽的浓度和强度范围内有很好的稳定性，也可用于氯化物，海水，碱等介质中作防腐材料。蒙耐尔合金不适用于强氧酸，如硝酸及亚硝酸，也不适用酸性铁盐，锡盐等溶液中。

用于超临界水堆燃料包壳的ODS铁素体钢的研究进展

第21卷第11期 2009年11月钢铁研究学报 Journal of Iron and Steel Research Vol.21,No.11November 2009 基金项目:国家973重点基础研究发展计划资助项目(2007CB209800) 作者简介:何　培(19832),女,硕士生; E 2m ail :hepei0310@https://www.360docs.net/doc/4196811.html, ; 修订日期:2009206227 用于超临界水堆燃料包壳的ODS 铁素体钢的研究进展何　培,　周张健,　李　明,　许迎利,　葛昌纯 (北京科技大学材料科学与工程学院,北京100083) 摘　要:超临界水堆具有热效率高、系统简化、成本低等优点,成为第四代核反应堆中优先发展的堆型。ODS 铁素体钢由于其优异的高温力学性能和良好的抗辐照能力成为超临界水堆包壳最有希望的候选材料。旨在回顾 ODS 铁素体钢制造工艺,包括机械合金化参数的优化,热处理工艺的选择以消除力学性能上的各向异性。根据超临界水堆包壳的服役条件,结合最新的实验数据,对ODS 铁素体钢的高温力学性能、在超临界水中的耐腐蚀性以及中子辐照稳定性进行了总结和展望。关键词:超临界水堆;氧化弥散强化;铁素体钢中图分类号:TL35212 文献标识码:A 文章编号:100120963(2009)1120005207 Progress of Using Oxide Dispersion Strengthened Ferritic Steels as Fuel Cladding Materials in Supercritical W ater R eactor H E Pei ,　ZHOU Zhang 2jian ,L I Ming ,　XU Y ing 2li ,　GE Chang 2chun (School of Materials Science and Engineering ,University of Science and Technology Beijing ,Beijing 100083,China )Abstract :Supercritical water reactor (SCWR )is considered to be the most promising reactor among G en IV reac 2tors due to its higher thermal efficiency ,considerable system simplification and improved economics.ODS ferritic steels have been considered as one of promising cladding candidate materials for SCWR because of the excellent properties ,such as superior high temperature strength and outstanding swelling resistance.The aim of this paper is to review both the fabrication technology of ODS ferritic steels ,including the optimization of mechanical alloying parameters and thermal treatment methods for ameliorating the densification and deforming work induced mechani 2cal anisotropy ,and the evaluation of the high temperature mechanical properties ,corrosion resistance in SCW and neutron irradiation resistance of ODS ferritic steels according to the working conditions in SCWR.K ey w ords :supercritical water reactor ;oxide dispersion strengthened ;ferritic steel 能源问题日益成为世界发展所面临的共同危机。核能是解决我国能源问题的重要途径之一。超临界水堆(Super Critical Water Reactor ,SCWR )作为第四代核能系统国际论坛(Generation ⅣInter 2national Forum ,GIF )提出的六种概念堆型中唯一的水冷堆,具有高效率、低消耗、低成本等优点。材料问题是目前SCWR 发展面临的两大技术难题之一[1]。反应堆元件包壳是反应堆中工况最苛刻的重要部件,面临着核燃料、高温高压、超临界水的腐蚀和强烈的中子辐照。根据2002年GIF 发布的SC 2 WR 技术报告,燃料包壳及堆内构件要求具有以下特性[1]: (1)在工作温度范围(280～620℃,非正常情况高达840℃ )具有高强度和耐腐蚀性; (2)低的应力腐蚀开裂(SCC )敏感性; (3)较低的中子吸收截面和吸收中子后的感生放射弱性; (4)中子辐射稳定性:低辐照肿胀、低辐照脆性、低活化; (5)易加工成型。

反应堆安全分析英文缩写

ABWR advanced boiling water reactor 先进沸水堆 APWR advanced pressurized water reactor 先进压水堆 AP advance passive plant 先进非能动电厂 ADS accelerator driven system加速器驱动机构 AFP auxiliary feedwater pump 辅助给水泵 ATWS anticipated transient without screen 未能停堆的预计瞬变 ANSI American national standards Institute 美国标准协会 BDBA beyond design basic accident 超设计基准事故 BOL beginning of life 寿期初 CEFR china experimental fast reactor 中国实验快堆 CSS containment spray system 安全壳喷淋系统 CVCS chemical and volume control system 化容控制系统 CSRDM control and safety rod drive mechanism 控制棒安全棒驱动机构CHF critical heat flux 临界热流密度 DHX direct heat exchanger直接热交换器 DBA design basic accident 设计基准事故 DOE department of energy 美国能源部 DCH direct containment heating 直接安全壳加热 DNBR departure from nuclear boiling ratio 偏离泡核沸腾比 ESD emergency shutdown device 紧急停堆仪器 ECCS emergency core cooling system 应急堆芯冷却系统 EPR European pressurized reactor 欧洲压水堆 ESS emergency shutdown system 紧急停堆系统 EFS emergency feedwater system 应急给水系统 ESF emergency safety features 专设安全设施 EPRI the electric power research institute 美国电力研究会 EOL end of life 寿期末 EFPD effective full power days 有效满功率天数 EM evaluation model 评价模型 EFW emergency feed water 紧急供水 GFR gas-cooled fast reactor 气冷快堆 HEM homogeneous equilibrium model 均相平衡模型 HPIS high pressure injection system 高温安注系统 HTGR high-temperature gas-cooled reactor 高温气冷堆 HTTR high-temperature test reactor 高温工程试验堆 IFR integral fast reactor 整体快堆 IHX integral heat exchanger 中间热交换器 INSAG International nuclear safety 国际核安全咨询 IDCOR industry degraded core rule making 工业退役堆芯规则 LFR lead-cooled fast reactor 铅冷快堆 LPIS low pressure injection system 低压安注系统 LOCA loss of coolant accident 失水事故 LOFA loss of flow accident 失流事故 LOFW loss of boilen feed water 丧失蒸汽发生器给水

常用合金纯金属的耐腐蚀性能

常用合金纯金属的耐腐蚀性能注：为了改善纯金属的机械性能，在冶炼过程中，根据需要加入微量的其它金属。

接触介质部分材质的耐腐蚀性能参考分类介质名称浓度 (%) 温度碳钢 316 钢哈氏 C 蒙耐尔钽镍钛分类介质名称浓度 (%) 温度碳钢 316 钢哈氏 C 蒙耐尔钽镍钛无机盐盐酸 5 RT BP ○ ○○ ○ ○ ● ●○○ 有机盐氢氟酸 5 48 RT RT ○ ○ ○ ○ ○ ○ ●○ ○10 RT BP ○ ○○ ○ ○ ● ●○○ 醋酸100 RT BP ○ ○ ● ● ● ● ● ● ● ● ● ●20 RT BP ○ ○○ ○ ○ ● ● ○ ○○ 甲酸50 RT BP ○ ○ ○ ○ ● ● ● ●35 RT BP ○ ○○ ○ ○ ● ● ○ ○ ○ ○ 草酸10 RT BP ○ ○○ ●●○ ○ ○ ○硫酸 5 RT BP ● ○ ●●● ● ○ ○ ○ ○ 柠檬酸50 RT BP ○ ○ ● ● ● ● ● ● ●10 RT BP ○ ○ ● ○ ●● ● ○ ○ ○ ○ 碱苛性钠 20 RT BP ●● ● ●●● ● ●60 RT BP ○○● ○ ●● ● ○ ○ ○ ○ 40 RT BP ●● ● ●○ ○ ● ●80 RT BP○ ○ ○ ● ○ ○●○ ○ ○ ○ 苛性钾50BP●●●●○95 RT BP○ ● ○ ● ○ ○● ○ ○ ○ ○ ○ 盐氯化铁30 RT BP ○○ ○○ ○ ○ ● ● ○● ●硝酸 10 RT BP ○● ● ○ ○ ● ● ○ ○ ● ● 氯化钠 20° 饱和 RT BP ● ○ ●● ● ● ● ● ●30 RT BP ○● ●○ ○ ○ ● ● ○ ○ ● ○ 氯化铵25 RT BP ○● ● ●● ●68 RT BP ○●● ○ ● ● ○ ○ ● ● 氯化钙25 RT BP● ● ● ● ● ●● ●发烟RT●○○氯化镁42 RT BP ● ● ● ● ● ● ● ●磷酸 30 RT BP ○ ○ ●● ● ○ ○ ● ● ○ ○ 硫化物硫酸铵 20° 饱和 RT BP ●●●● ● ●●50RT ○●●○●○硫化钠10RT ●●●●

中国核动力院超临界水冷堆技术研发简介

中国核工业集团公司中国核动力研究设计院中国核动力院超临界水冷堆技术研发简介李翔

主要内容一、研究目的及国内外研究状况二、预期主要技术指标、初步研究方案及途径分析三、预期技术研究成果及应用方向

?背景 z世界核电发展概况 950多年，400多个机组在运行、核电比例14.8%（2006）、90%水堆9发展到第三代，已经开始第四代的研发，安全性、经济性更高 z国内情况 930多年，在运行情况：11个机组、核电比例不到2%、100%水冷堆 9电力需求日益加大、电力结构不合理、化石燃料、环境污染、气候变化9《国家中长期科学和技术发展规划纲要》（2006年—2020年）中提出“大力发展核能技术，形成核电系统技术自主开发能力” 9当前，国家明确提出核电发展“两步走”方针, 其中第二步，“在跟踪国际四代核能系统先进技术的同时，开发更经济、更安全的第四代核能系统”

z超临界水冷反应堆(SCWR)的特点 “第四代核能系统国际论坛”2002年10月从上百个创新设计概念中选出6个最有发展前景的作为“第四代”候选堆型，其中包括—SCWR 9SCWR电站（临界点374°C，22.1MPa）四个特点（1）机组热效率高（25MPa，500°C，～45%） →提高燃料利用率+经济性（2）与常规轻水堆相比，系统可大大简化 →大幅度减少建造费用不存在沸腾现象，与BWR系统相比，不需要汽水分离系统采用直接循环，与压水堆相比，不需要蒸汽发生器、主循环泵和稳压器

（3）与常规轻水堆相比，相同的厂房规模，机组功率可大型化（100~150万千瓦级）进出口焓差大，流量较低+ 流动阻力减小→泵功率可以减小水装量减少，在失水事故时，质能释放降低，可设计较小的安全壳直接循环系统，使得NSSS布置紧凑，使核岛厂房小型化（4）技术继承性好可充分借鉴轻水堆的技术经验从原理上讲，SCWR电站的汽轮机系统与超临界火电机组一样，考虑辐射屏蔽

耐事故燃料包壳涂层材料研究现状

耐事故燃料包壳涂层材料研究现状 1 前言福岛事故暴露了现有UO2-锆合金燃料形式在抵抗严重事故性能方面的不足。锆合金涂层是耐事故燃料包壳的技术方向之一。通过在锆合金包壳表面添加涂层，使传统锆合金包壳材料发挥更大的效能或能经受苛刻的使用环境，并延长其使用寿命。目前国际上研究的锆合金涂层主要包括以下方向：MAX相涂层、Si涂层、Cr涂层等。 2 MAX相涂层 2.1 发展现状 MAX相材料是继碳化硅陶瓷材料发展之后一种新型的三元陶瓷材料，其微观结构具有典型的层状特征，宏观特性兼具结构陶瓷和金属材料的性能优势，如良好的导热性和导电性，易于机械加工，密度小，抗热振动，不易弯曲，较低的热膨胀系数，兼具各向异性的力学性能和各向同性的热学性能[1]。代表性的MAX相材料包括TixSiCy、TixAlCy等。结合MAX相涂层的优点，采用MAX相涂层技术的锆合金包壳，

在保证涂层完整性的前提下可以解决包壳的如下问题： 1）提高正常运行下的耐腐蚀性能，减少氧化和吸氢（减少氢化和脆化），以及氢化物再取向。 2）缓解严重事故的后果：提高了高温下包壳强度；通过减少包壳氧化速率和阻止蒸汽与锆合金的直接接触，显著减少事故下的产氢速率，缓解严重事故后果和延长反应堆应对时间。 3）改善流致振动导致的磨损。美国Drexel大学围绕MAX相核材料正在开展一系列研究，如MAX 相材料的中子辐照损伤特性、氟盐环境和液态铅铋中的腐蚀、包壳管的制备、MAX相与核燃料界面反应特性等。西屋公司报告中指出Ti3AlC和Ti3SiC2三层陶瓷由于易加工、高韧性，均有可能作为燃料包壳材料，而且以上两种材料的导热性同其他包壳（锆合金、SiC基包壳、304不锈钢）相比较大。西屋公司的报告认为，对于升高温度下的安全裕量，Ti3AlC表现较好，仅次于SiC。法国、意大利、澳大利亚等也相继发表了一系列MAX相材料的离子辐照损伤行为研究成果，显示出该类材料具有优越的耐辐照损伤特性和高温自修复能力。但是，Ti3AlC材料没有相关工程应用经验，而且有较大的中子吸收截面（与不锈钢相近）。

包壳材料介绍——试题

包壳材料介绍 1. 燃料包壳的作用是什么？保护燃料芯块不受冷却剂的侵蚀、避免燃料中裂变产物外泄，使冷却剂免受污染、保持燃料元件的几何形状并使之有足够的刚度和机械强度。 2. 燃料包壳处于什么工况？包容核燃料，承受高温、高压和强烈的中子辐照、包壳内壁受裂变气体压力、腐蚀、燃料肿胀、吸氢致脆和芯块包壳的相互作用等危害、包壳外壁受冷却剂压力、冲刷、振动和腐蚀以及氢脆等威胁。 3. 燃料包壳要求有哪些性能才能满足使用要求？核性能：小的中子吸收截面，辐照稳定性；特别是热中子堆或用天然铀作燃料的反应堆，对包壳材料中子吸收截面的限制十分严格；堆快中子堆，大多数元素的快中子吸收截面很小，选择材料的余地比较大。但对材料的稳定性及耐蚀性的要求更为突出；通常选用截面小于1巴的金属为主要组分，吸收截面为数巴的元素作为合金化元素，截面在几十巴的杂质的含量限制在量级。机械性能：足够的机械强度（高温强度）化学性能：抗腐蚀性能、与冷却剂、裂变产物及燃料的相容性。 4. 常用的燃料包壳有哪些？可作为包壳材料和堆内结构材料的金属元素必须是低中子吸收截面的材料。根据它们的性能特点，各种材料的包壳用于不同的堆型。如Al和Al合金用于低温水冷堆、压水堆中用Zr合金（如Zr-4，M5），BWR用Zr-2合金、Nb用于快中子堆。 5. 锆合金的合金化目的是什么？ 1、锆的性能很容易受杂质的影响； 2、高纯锆有良好的抗蚀性，但对纯度要求苛刻，价格昂贵，因此工程中多降低对原料纯度要求，通过合金化提高其抗蚀性和机械性能。 6. 锆合金的腐蚀特征有哪些？高温下的耐蚀性不足：360℃以上水中的耐蚀性差、燃料芯块与包壳的交互作用（PCI）及包壳的应力腐蚀破坏（SCC）。 1、均匀腐蚀在高燃耗（50GWd/tU）下，氧化膜厚度增到50-60μm，伴生的应力易使氧化膜破裂或剥落，所以包壳管的水侧均匀腐蚀受到重视。 2、疖状腐蚀

材料耐腐蚀性能的评价方法

1.1材料耐腐蚀性能的评价方法工程材料在使用时，一定要考虑材料在相应工况环境下的耐蚀能力。也就是说，材料在此环境下是否会发生严重的腐蚀，从而导致工程结构的失效。因此，如何评价在工况环境下，材料表面腐蚀的形态、腐蚀的速度就显得非常具有现实的工程意义。概括起来，工程材料的耐腐蚀性能的评价方法可以分为三大类：重量法、表面观察法和电化学测试法。 1.1.1重量法重量法是材料耐蚀能力的研究中最为基本，同时也是最为有效可信的定量评价方法。尽管重量法具有无法研究材料腐蚀机理的缺点，但是通过测量材料在腐蚀前后重量的变化，可以较为准确、可信的表征材料的耐蚀性能。也正因为如此，它一直在腐蚀研究中广泛使用，是许多电化学的、物理的、化学的现代分析评价方法鉴定比较的基础。重量法分为增重法和失重法两种，他们都是以试样腐蚀前后的重量差来表征腐蚀速度的。前者是在腐蚀试验后连同全部腐蚀产物一起称重试样，后者则是清除全部腐蚀产物后称重试样。当采用重量法评价工程材料的耐蚀能力时，应当考虑腐蚀产物在腐蚀过程中是否容易脱落、腐蚀产物的厚度及致密性等因素后，在决定选取哪种方法对材料的耐蚀性能进行表征。对于材料的腐蚀产物疏松、容易脱落且易于清除的情况，通常可以考虑采用失重法。例如，通过盐雾试验评价不同镁合金的耐蚀性能时，就通常采用失重法, 图1。

而对于材料的腐蚀产物致密、附着力好且难于清除的情况，例如材料的高温腐蚀，通常可以考虑采用增重法图2。为了使各次不同实验及不同种类材料的数据能够互相比较，必须采用电位面积上的重量变化为表示单位，及平均腐蚀速度，如g.m -2 h -1 。根据金属材料的密度又可以把它换算成单位时间内的平均腐蚀深度，如m/a 。这两类的速度之间的图1 失重法测试镁合金腐蚀速度 Ni –30Cr –8A l –0.5Y 铸态合金、溅射涂层、渗铝涂层在（a ）1000℃高温氧化增重动力学曲线 (b) Na 2SO 4+25%wtNaCl 热腐蚀增重动力学曲线

超临界水冷堆燃料性能验证实验回路的冷却剂丧失事故分析

第４７卷第９期原子能科学技术Ｖｏｌ．４７，Ｎｏ．９　２０１３年９月ＡｔｏｍｉｃＥｎｅｒｇｙＳｃｉｅｎｃｅａｎｄＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙＳｅｐ．２０１３超临界水冷堆燃料性能验证实验回路的冷却剂丧失事故分析周　翀，杨燕华，程　旭（上海交通大学核科学与工程学院，上海　２００２４０）摘要：超临界水冷堆燃料性能验证实验（ＳＣＷＲ‐ＦＱＴ）将对１个小型燃料组件在超临界水环境下进行堆内性能测试。本工作应用修改过的ＡＴＨＬＥＴ程序对包含该燃料组件的超临界水冷实验回路进行建模，并对其冷却剂管道破口导致的失水事故进行分析计算。计算结果表明，现有安全系统设计基本能保证在这些事故情况下维持燃料棒实验段的有效冷却。结果显示，修改过的ＡＴＨＬＥＴ程序对超临界水冷系统的模拟具有良好的适用性。关键词：超临界水冷堆；ＡＴＨＬＥＴ；失水事故分析中图分类号：ＴＬ３３２文献标志码：Ａ文章编号：１０００‐６９３１（２０１３）０９‐１５５４‐０６收稿日期：２０１２‐０３‐３０；修回日期：２０１３‐０２‐１７基金项目：欧盟第七框架“超临界水冷堆燃料性能验证实验”项目资助（２６９９０８）作者简介：周　翀（１９８５—），女，湖南常德人，博士研究生，核科学与工程专业ｄｏｉ：１０．７５３８／ｙｚｋ．２０１３．４７．０９．１５５４ＬｏｓｓｏｆＣｏｏｌａｎｔＡｃｃｉｄｅｎｔＡｎａｌｙｓｉｓｏｆＳｕｐｅｒｃｒｉｔｉｃａｌＷａｔｅｒ‐ｃｏｏｌｅｄＲｅａｃｔｏｒＦｕｅｌＱｕａｌｉｆｉｃａｔｉｏｎＴｅｓｔＬｏｏｐＺＨＯＵＣｈｏｎｇ，ＹＡＮＧＹａｎ‐ｈｕａ，ＣＨＥＮＧＸｕ（ＳｃｈｏｏｌｏｆＮｕｃｌｅａｒＳｃｉｅｎｃｅａｎｄＥｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ，ＳｈａｎｇｈａｉＪｉａｏＴｏｎｇＵｎｉｖｅｒｓｉｔｙ，Ｓｈａｎｇｈａｉ２００２４０，Ｃｈｉｎａ）Ａｂｓｔｒａｃｔ：　Ｔｈｅｓｕｐｅｒｃｒｉｔｉｃａｌｗａｔｅｒ‐ｃｏｏｌｅｄｒｅａｃｔｏｒｆｕｅｌｑｕａｌｉｆｉｃａｔｉｏｎｔｅｓｔ（ＳＣＷＲ‐ＦＱＴ）ｉｎｔｅｎｄｓｔｏｔｅｓｔａｓｍａｌｌｓｃａｌｅｆｕｅｌａｓｓｅｍｂｌｙｕｎｄｅｒｓｕｐｅｒｃｒｉｔｉｃａｌｗａｔｅｒｅｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔｉｎａｒｅｓｅａｒｃｈｒｅａｃｔｏｒ．ＴｈｅｍｏｄｉｆｉｅｄＡＴＨＬＥＴｃｏｄｅｗａｓａｐｐｌｉｅｄｔｏｍｏｄｅｌｔｈｅｓｕｐｅｒｃｒｉｔｉｃａｌｗａｔｅｒ‐ｃｏｏｌｅｄｅｘｐｅｒｉｍｅｎｔａｌｌｏｏｐｃｏｎｔａｉｎｉｎｇｔｈｉｓｆｕｅｌａｓｓｅｍｂｌｙａｎｄｔｏｐｅｒｆｏｒｍｔｈｅｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎａｎａｌｙｓｉｓｏｆｔｈｅｌｏｓｓｏｆｃｏｏｌａｎｔａｃｃｉｄｅｎｔｉｎｄｕｃｅｄｂｙｔｈｅｃｏｏｌａｎｔｐｉｐｅｂｒｅａｋ．Ｔｈｅｒｅｓｕｌｔｓｉｎｄｉｃａｔｅｔｈａｔｔｈｅｄｅｓｉｇｎｏｆｅｘｉｓｔｉｎｇｓａｆｅｔｙｓｙｓｔｅｍｃａｎｐｒａｃｔｉｃａｌｌｙｅｎｓｕｒｅｔｈｅｅｆｆｅｃｔｉｖｅｃｏｏｌｉｎｇｏｆｔｈｅｆｕｅｌｒｏｄｅｘｐｅｒｉｍｅｎｔａｌｓｅｃｔｉｏｎｉｎｔｈｅａｃｃｉｄｅｎｔｓｃｅｎａｒｉｏ．ＴｈｅｒｅｓｕｌｔｓａｌｓｏｓｈｏｗｔｈａｔｔｈｅｍｏｄｉｆｉｅｄＡＴＨＬＥＴｃｏｄｅｈａｓｇｏｏｄｓｕｉｔａｂｉｌｉｔｙｉｎｓｉｍｕｌａｔｉｏｎｏｆｓｕｐｅｒｃｒｉｔｉｃａｌｗａｔｅｒ‐ｃｏｏｌｅｄｓｙｓｔｅｍ．Ｋｅｙｗｏｒｄｓ：ＳＣＷＲ；ＡＴＨＬＥＴ；ＬＯＣＡａｎａｌｙｓｉｓ根据第４代核能系统国际论坛（ＧＩＦ）的超临界水冷堆（ＳＣＷＲ）系统筹划委员会制定的技术路线和研发计划，将于２０２０年建设１个小型（≤１５０ＭＷｔ）超临界水冷原型堆［１‐３］。欧盟第七框架协议资助项目“超临界水冷堆燃料性能验证实验（ＳＣＷＲ‐ＦＱＴ）”的主要研究内容是包

水冷堆主流堆型发展情况概述

水冷堆主流堆型发展情况概述李矫 (国家核电技术公司) 在经过二十多年的停滞乃至衰退后,世界核电工业近年来出现了明显复苏,而且将继续加速发展。无论是在过去的核电发展历程中,还是在今后相当长的一段时期内,水冷堆在世界核电领域都扮演着主要角色。世界上主流的水冷堆型主要包括:AB WR、ESB WR、AP1000、EPR、AP W R、VVER、CANDU等,其中AB WR和ESB W R属于沸水堆,其它的都是压水堆。现将这七款堆型的发展情况概括介绍如下。 1 AB WR 先进沸水堆(AB WR)是在世界范围内沸水堆(B WR)设计和多年运行经验基础上发展起来的第3代先进堆型,是目前世界上已获得US-NRC设计证书(1994年获得NRC的最终设计批准FDA)的最先进及最成熟的B WR。 AB W R具备成熟设计,在日本和美国完成取证,详细设计已经完成。其先进的建设技术也通过不断积累的建设经验获得验证,是世界上唯一拥有运行经验的先进沸水堆核电站,也是目前世界上惟一拥有运行业绩的第三代反应堆技术。早在1978年美国通用电气公司(GE)就开始了先进型B W R(AB WR)的研发,并与瑞典的Asea原子能公司、意大利的Ansa l d o 公司以及日本的日立和东芝公司一起成立了改进工程设计队(AET),共同开发AB WR。AET综合了美国、欧洲和日本在B W R方面的优点和成熟经验,考虑了最新的汽机、燃料、电子等方面的技术,完成了AB WR的概念设计。在AET工作的基础上,通用电气、日立和东芝公司通力合作,于1985年完成了AB WR的基本设计。 1987年,日本东京电力公司(TEPCO)选择通用电气、日立和东芝公司组成的国际联合体设计并建造柏崎-刈羽(K ash i w azaki -Kari w a)核电厂的两台AB WR机组(6号机组K6和7号机组K7)。该机组的热功率为3926MW t、电功率为1350MW e,电厂寿期为60年,可用率为90%。作为世界上首台3代核电站,柏崎-刈羽核电站第6、7号机组建设周期仅37个月(第一罐混凝土至装料),分别在1996年12月和1997年7月投产运行,在进度及预算要求内完成建设。目前在日本已有4台AB WR机组投入运行。 2009年3月,东芝公司在美国的子公司东芝美国核能公司和南德州核能营运公司(STPNOC)签署了EPC合同,将在德州建设南德州工程(STP)3号及4号两台AB W R机组。STP的3号及4号机组计划分别于2016年和2017年投入商业运行,是美国建设的第

第四代核反堆系统简介

第四代核反应堆系统简介绪言第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。并在2030年左右，向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。第四代核反应堆的堆型最初，人们设想过多种反应堆类型。但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应

第五章不锈钢抗腐蚀性能

第五章不锈钢抗腐蚀性能不锈钢的一般特性表面美观，可使用性能多样性；耐腐蚀性能好，可用于弱腐蚀及各种介质环境较强腐蚀；强度硬度广泛，使用各种性能要求；耐高温、低温性能好，使用温度适用范围大；加工性能好；可焊性好。但从不锈钢定义可以看出，不锈钢与其他钢的区别就是不锈性，耐腐蚀性，所以我们研究一下它为什么不锈。金属的腐蚀类型金属的腐蚀，是金属与周围介质发生化学或电化学反应而发生破坏的现象。金属的抗腐蚀或耐腐蚀性是指金属抵抗腐蚀作用的能力。化学腐蚀化学腐蚀是指金属与周围介质直接发生化学反应而产生的腐蚀，例如钢在高温下氧化，就是一种典型的化学腐蚀，其产物沉积在金属表面上，也有人把这种腐蚀叫干腐蚀。如果金属表面形成的腐蚀产物非常致密，则金属与腐蚀介质就会隔离，腐蚀就会阻滞，例如钢铁零件的蒸汽处理，法兰（黑）处理，就是使零件表面生成一层致密的Fe3O4薄膜，零件不再与周围介质发生接触，防止其化学反应的进行，零件便被保护起来了。电化学腐蚀

电化学腐蚀是金属与周围介质接触，由于电化学作用而引起表面腐蚀的现象。例如钢在室温下的生锈主要是电化学腐蚀，在电化学腐蚀过程中有电流产生，电化学腐蚀是由于不同的金属之间或同种金属的各相之间存在不同的电极电位，且相互碰撞，并存在于同一种电解溶液中构成分数电池而引起的。如图5-1。碳素钢在退火或正火状态下的组织是由铁素体和渗碳体组成的，并相互接触。渗碳体的电极电位一般比铁素体高，两相之间存在着电位差，当钢表面有水膜时，加上空气中O2等气体的溶解，在铁素体和渗碳体之间构成一微电池，电极电位低的铁素体称为阳极而被腐蚀引起钢的破坏。如果将钢件放在酸、碱、盐等水溶液中，电化学腐蚀作用更快。钢中的碳化物、夹杂物等，各部分组织和成分不均，内部应力不均，都促使各部分在电解质中促使相互间形成电极位差。这种电极位差愈大，微阳极与微阴极间的电流强度愈大，钢的腐蚀速度也愈大。有人把电化学腐蚀称为湿腐蚀，电化学腐蚀能否进行，取决于金属能否被离子化，金属离子化的趋势，可以用金属的标准电极电位（εσ）来说明。定性的说，金属标准电极电位越负，则越容易图5-1 碳素钢在潮湿空离子化。气中产生电化学腐蚀示意图

金属材料耐腐蚀的选材顺序(由低到高)

电极材料的耐腐蚀性能

电极材料的耐腐蚀性能电极材料耐腐蚀性能含钼不锈钢: (316L)对于硝酸，室温下＜5％硫酸，沸 (00Cr17Ni14Mo2) 腾的磷酸，蚁酸，碱溶液，在一定压力下的亚硫酸，海水，醋酸等介质，有较强的耐腐蚀性，可广泛用于石油化工，尿素，维尼纶等工业．海水，盐水，弱酸，弱碱；哈氏合金B:对沸点以下一切浓度的盐酸有良好的耐（HB）腐蚀性，也耐硫酸，磷酸，氢氟酸，有机酸等非氧化性酸，碱，非氧化盐液的腐蚀；哈氏合金C：能耐环境的氧化性酸，如硝酸，混酸或铬（HC）酸与硫酸的混合物的腐蚀，也耐氧化性的盐类，如Fe+++，Cu++ak或含其他氧化剂的腐蚀．如高于常温的次氩酸盐溶液，海水的腐蚀；钛（Ti）：能耐海水，各种氯化物和次氯化盐，氧化性酸（包括发烟，硝酸），有机酸，碱等的腐蚀．不耐较纯的还原性酸（如硫酸，盐酸）的腐蚀，但如果酸中含有氟化剂时，则腐蚀大为降低；钽(T a)：具有优良的耐腐蚀性，和玻璃很相似．除了氢氟酸，发烟硫酸，碱外，几乎能耐一切化学介质腐蚀．根据被测介质的种类与温度，来选定衬里的材质。衬里材料主要性能适用范围氯丁橡胶耐磨性好，有极好的弹性，〈80℃、一般水、污水 Neoprene 高扯断力，耐一般低浓度酸、泥浆、矿浆。碱盐介质的腐蚀。

聚氨酯橡胶有极好的耐磨性能，耐酸碱〈60℃、中性强磨损的 Polyurethane 性能略差。矿浆、煤浆、泥浆。聚四氟乙烯它是化学性能最稳定的一种〈180℃、浓酸、碱 PTFE 材料，能耐沸腾的盐酸、硫等强腐蚀性介质，酸、硝酸和王水，浓碱和各卫生类介质、高温种有机溶剂，不耐三氟化氯二氟化氧。 F46 化学稳定性、电绝缘性、润滑性、〈180℃盐酸、硫不粘性和不燃性与PTFE相仿，酸、王水和强氧化 F46材料强度、耐老化性、耐温性剂等，卫生类介质。能和低温柔韧性优于PTFE。与金属粘接性能好，耐磨性好于PTFE，具有交好的抗撕裂性能。五、电极材质的选择电极材质的选择应根据被测介质的腐蚀性、磨耗性，由用户选定，对一般介质，可查有关腐蚀手册，选定电极材质；对混酸等成分介质，应做挂片试验。材质耐腐蚀性能 316L 对于硝酸、室温下〈5%的硫酸，沸腾的硝酸、碱溶液；在一定压力下的亚硝酸、海水、醋酸等介质