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中国科学院海洋研究所在超疏水表面海洋腐蚀防护领域取得新进展（图）
海洋腐蚀防护 无氟环保 超疏水涂层
2022/11/30
2022年11月30日，中科院海洋所侯保荣-段继周课题组在无氟环保型超疏水涂层设计构建及其在海洋腐蚀防护领域的研究取得新进展。相关研究成果以“Robust, scalable and fluorine-free superhydrophobic anti-corrosion coating with shielding functions in marine submerged and atmos...
在压水堆核电站中，反应堆压力容器及其管嘴等通常采用强度高、价格低但耐蚀性差的SA508-III低合金钢制造。为了提高压力容器在腐蚀性环境中的耐蚀性能，通常会在其内壁及管嘴内壁堆焊不锈钢。但是，堆焊过程中复杂的焊接热循环会导致焊接界面处的微观结构变得极其复杂。通常情况下，此焊接界面并不会直接接触腐蚀性介质。但是，当发生磨损、应力腐蚀开裂及其它紧急情况时，此焊接界面就可能会暴露于腐蚀性环境中，从而发生...
异种金属焊接接头是连接压水堆核电站反应堆压力容器和主管道的关键部件，也是核电站一回路中最易发生应力腐蚀开裂失效的部位之一。目前对该类接头的抗应力腐蚀性能还缺乏系统的研究。核用结构材料的损伤机制研究部王俭秋研究员课题组通过直流电位降数据采集系统和自主研制的高温高压循环水腐蚀测试系统，系统研究了AP1000三代核电站国产的管嘴安全端异种金属焊接接头（316L/52M/SA508）的各个组织敏感部位，包...
高放废物地质处置库由高放废物玻璃固化体、金属储罐、缓冲/回填材料和天然围岩组成，目标是将放射性废物隔离在生物圈外105年以上。我国地质处置选址和选材工作自1985年开始，目前已初步确定甘肃北山预选区为最有利的候选场址，内蒙古高庙子膨润土为首选缓冲/回填材料，厚壁低碳钢为可靠的储罐候选材料。低碳钢储罐作为防止放射性废物向外扩散的第一道“工程屏障”，其腐蚀行为是决定处置库服役寿命的关键因素。JNC和S...
异种金属焊接接头被广泛用于连接低合金钢部件（如蒸汽发生器和反应堆压力容器）和316L奥氏体不锈钢管道。为了评价316L/52M异种金属焊接接头的熔合线区域在高温高压水中的抗应力腐蚀性能。研究了在240 - 340 °C内，温度以及试样不同取向等因素对熔合线区域在溶解氧和溶解氢溶液中的裂纹扩展行为的影响。无论试样切口方向沿着熔合线还是垂直于熔合线，应力腐蚀裂纹都易沿着熔合线区域的随机大角度晶界扩展；...
为保证我国高放废物地质处置长期安全性能，实验室开展了X65低碳钢候选储罐材料在模拟处置环境中的腐蚀行为研究。地质处置环境演变过程中，高放废物衰变过程中产生的辐射对低碳钢的腐蚀行为产生严重影响。实验利用商用60-Co γ放射源对厚度为1mm的低碳钢片进行吸收剂量率为2.98 kGy/h 的辐照，并通过改变累积时间，分别获得0、1、2和3MGy 的累积吸收剂量。利用扫描振动电极技术(SVET)研究室温...
核三代屏蔽主泵国产化锻件试验件腐蚀性能研究（图）
核三代 屏蔽主泵锻件 应力腐蚀 电偶腐蚀
2022/7/19
为保证核三代屏蔽主泵锻件国产化的顺利实施，需要对国产化锻件试验件的应力腐蚀和电偶腐蚀性能进行检测。并通过对比国外锻件的应力腐蚀性能，来综合评定国产化材料耐腐蚀性能。实验室利用自主搭建的高温高压水慢拉伸系统及直流电位降（DCPD）原位实时检测系统，分别对比研究了进口和国产的F316奥氏体不锈钢、进口和国产的S41500马氏体不锈钢、进口和国产的403马氏体不锈钢在模拟核电一回路高温高压水中应力腐蚀裂...
核电关键材料在高温高压水环境中的应力腐蚀裂纹萌生测试技术研发（图）
核电材料 高温高压 水环境 腐蚀裂纹
2022/7/11
应力腐蚀开裂是造成核电关键材料失效的主要原因之一，应力腐蚀开裂包括裂纹萌生和扩展两个阶段，而核电关键材料在其服役期限内的大部分时间处于萌生阶段，裂纹扩展阶段占比非常小，因而研究核电材料的裂纹萌生对于评价其服役寿命至关重要。但是高温高压水中的裂纹萌生不易检测，具有萌生的随机性以及实验周期长等难点，采用常规的单轴、单样品的应力腐蚀测试实验设备，测试效率非常低。受设备测试能力的限制，国内外对于这方面的研...
中国科学院金属研究所材料腐蚀与防护中心在不锈钢辐照加速腐蚀机制方面取得进展（图）
不锈钢 腐蚀机制 中子辐照 核电材料
2022/7/11
核电站的长期、安全与稳定运行强烈依赖于这些关键结构材料在其直接接触的苛刻环境中的正常服役。其中，反应堆堆芯产生的辐照（主要为中子辐照）对核电材料的性能具有重要影响。目前已经开展的大量的研究主要是集中在辐照后的材料的微观结构表征方面。事实上，辐照导致材料微观结构的变化会显著影响其腐蚀行为，而核电现场是辐照与高温高压水的协同耦合作用，因而辐照材料的腐蚀行为与未辐照材料的腐蚀行为应具有很大差异。目前已经...
传热管是压水堆核电站一、二回路间的重要屏障，是核用蒸汽发生器的关键部件之一。然而，在蒸汽发生器的制造和装配过程中（尤其是穿管时），难以避免地会在传热管表面形成不同深度的划伤。更值得一提的是，这些表面划伤常出现在传热缝隙处。相较于其他区域，传热缝隙处的水化学条件更为苛刻，常会出现Cl-、S2O32-等杂质离子聚集的现象（局部浓缩程度可达六个数量级）。发生明显变形的表面划伤区域化学活性、残余应变高，在...
690TT合金传热管肿胀缺陷对应力腐蚀行为的影响研究新进展（图）
690TT合金 传热管 肿胀缺陷 腐蚀行为
2022/7/8
690TT合金传热管是核用蒸汽发生器的关键部件，占据了一回路承压面积的80%，保障其安全服役至关重要。在蒸汽发生器的制造和装配时，完成封口焊工序后，需要将插入管板孔的传热管进行液压胀接以保持二者间的紧密配合。尽管在管板深钻孔时对表面光洁度和公差的要求都十分严格，但由于一台蒸汽发生器的传热管的数量达上万根，深钻孔工序仍可能出现微小的偏差，使得液压胀接后的传热管出现肿胀缺陷。这些肿胀缺陷附近发生了明显...
中科院上海分院宁波材料所在多功能遥爪型纳米材料领域取得进展（图）
宁波材料所 遥爪型纳米材料 防腐涂层
2022/7/7
具有优异力学性能、快速自修复能力、摩擦起电性甚至特殊光学性质的纳米材料在众多的领域特别是海洋领域如海洋防污、防腐涂层，水下储能、水下封装、柔性传感、智能显示等集成型高科技产业中显示出巨大的应用前景。但由于这些优点通常源自不同的分子机制，因此将它们同时集成到一种合成材料中是一个长期存在的挑战。
镍基合金690是压水堆（PWR）核电厂蒸汽发生器（SG）传热管常用材料。长期服役过程中，PWR二次侧SG传热管与支撑板（TSP）、传热管与管板（TTS）、传热管与沉积物之间传热缝隙内的杂质离子如Cl-、SOX和Pb等可浓缩104-108倍，造成缝隙内局部溶液异常酸化或碱化，导致690合金发生严重缝隙腐蚀。因此，研究690合金在高温高压含侵蚀性杂质离子溶液中的缝隙腐蚀行为与机理，是理解SG传热管服役...
燃料包壳材料高温控氧液态铅铋腐蚀行为研究（图）
燃料包壳材料 高温控氧 液态铅铋 腐蚀行为
2022/6/28
以铅铋共晶（LBE）为冷却剂的铅冷快堆（LFR），由于其较高的安全性、经济性、核燃料增殖能力以及可嬗变放射性核素等优点，是最具有应用前景的第四代核反应堆堆型之一，而燃料包壳材料与环境的相容性是限制LFR发展与应用的关键问题之一。溶解与氧化是燃料包壳材料发生液态LBE腐蚀的主要形式，合理控制液态LBE环境中的溶解氧浓度是提高其环境相容性的关键。
模拟热态测试水化学优化研究（图）
模拟热态测试 水化学优化 材料腐蚀
2022/6/28
热态测试（Hot Functional Test, HFT）是核电厂正式装料之前的试运行阶段。理想的HFT水化学可以使核电设备表面形成一层稳定的、保护性好的预氧化膜，有效降低后续正常运行水化学中设备材料的腐蚀速率、金属离子的释放率及腐蚀产物膜中放射性核素的掺杂，从而降低核电厂的辐射剂量率。目前国内外尚无标准的HFT水化学导则，且缺乏HFT水化学影响设备材料腐蚀的基础数据及相关机理研究。