A508-3碳鋼是核電站壓力容器外殼主要結(jié)構(gòu)材料,是保護(hù)反應(yīng)堆壓力安全的重要屏障,然而,碳鋼材料的腐蝕失效現(xiàn)象是影響核電站安全運(yùn)行的一個(gè)重要問(wèn)題。A508-3碳鋼作為壓力容器外殼,平常并不會(huì)接觸一回路硼酸水溶液,但是當(dāng)內(nèi)層不銹鋼或者貫穿件等發(fā)生破裂時(shí),則就會(huì)接觸到硼酸,造成腐蝕失效。本文以A508-3碳鋼為研究對(duì)象,對(duì)其在不同溫度、不同濃度硼酸溶液中的腐蝕行為進(jìn)行研究,以及探究A508-3碳鋼和304不銹鋼偶接后,陰陽(yáng)面積比、溶液濃度和溫度等因素對(duì)其電偶腐蝕的影響,并對(duì)金屬表面腐蝕過(guò)后的產(chǎn)物進(jìn)行觀察分析,主要得到以下結(jié)論:50℃條件下,A508-3碳鋼在不同濃度硼酸溶液中均產(chǎn)生較嚴(yán)重的腐蝕現(xiàn)象,腐蝕過(guò)程中并不會(huì)出現(xiàn)鈍化現(xiàn)象,隨著硼酸濃度的增大,A508-3碳鋼表面電荷轉(zhuǎn)移電阻變小,耐蝕性降低。當(dāng)溶液含硼濃度達(dá)到1200ppm時(shí),A508-3碳鋼擁有最高的腐蝕電流密度,較低的自腐蝕電位,此時(shí)腐蝕敏感性最強(qiáng)。對(duì)A508-3碳鋼在50℃不同濃度硼酸溶液中進(jìn)行連續(xù)7天EIS測(cè)量表明,碳鋼的耐蝕性隨時(shí)間的延長(zhǎng)而變小,同一時(shí)間內(nèi),高濃度硼酸溶液對(duì)應(yīng)高腐蝕敏感性。利用失重法對(duì)50℃、90℃、130℃、170℃、210℃等溫度下碳鋼材料的腐蝕速率進(jìn)行了計(jì)算,結(jié)果表明部分下的腐蝕速率隨溫度的升高先增大后減小,溫度較低時(shí),A508-3碳鋼腐蝕可能屬于熱激活過(guò)程,隨溫度升高腐蝕加快,腐蝕速率則受溶液離子組分影響。SEM表征結(jié)果說(shuō)明溫度的升高可加深碳鋼的腐蝕程度,通過(guò)170℃和50℃對(duì)比,高溫可明顯改變O、Fe等元素含量,腐蝕產(chǎn)物組分發(fā)生變化。電偶腐蝕試驗(yàn)證明,A508-3碳鋼和304不銹鋼偶接后,作為陽(yáng)極加速腐蝕。隨著陰陽(yáng)面積比的減小,A508-3碳鋼和304不銹鋼電偶對(duì)電偶電位逐漸升高,電偶電流減小。陽(yáng)極過(guò)大,可使體系快速趨于穩(wěn)定,當(dāng)陰陽(yáng)面積比達(dá)到1:10時(shí),體系穩(wěn)定后的電偶電流接近于0,此時(shí)陽(yáng)極反應(yīng)速度過(guò)快,陰極無(wú)法傳遞陽(yáng)極轉(zhuǎn)移來(lái)的大量電子,造成反應(yīng)阻力增大。失重試驗(yàn)表明,電偶腐蝕可明顯加快A508-3碳鋼腐蝕速率,隨著溶液濃度增加,碳鋼腐蝕速率加快。SEM表征發(fā)現(xiàn),120℃下電偶腐蝕造成A508-3碳鋼腐蝕產(chǎn)物形貌分布有所區(qū)別,氧化物顆粒變大,304不銹鋼表面分布均勻,氧化物顆粒成多面立方結(jié)構(gòu)。
【學(xué)位單位】：華北電力大學(xué)
【學(xué)位級(jí)別】：碩士
【學(xué)位年份】：2019
【中圖分類】：TM623
【部分圖文】：

圖 1-1 壓水堆核電站工作原理核電廠運(yùn)行時(shí)，由核島反應(yīng)堆產(chǎn)生蒸汽，在常規(guī)島將蒸汽轉(zhuǎn)變?yōu)殡娔躘2]。如上圖所示，在一回路系統(tǒng)中，由主泵將水泵入反應(yīng)堆堆芯，將反應(yīng)堆中核燃料裂變產(chǎn)生的大量能量吸收形成高溫高壓水流，再經(jīng)過(guò)蒸汽發(fā)生器內(nèi)部 U形傳熱管，將熱量傳遞給二回路冷卻水，釋放完熱量后的水經(jīng)主泵又被送回反應(yīng)堆，這樣使得水在密閉回路中得到循環(huán)。二回路中的冷卻水吸收一回路傳遞的熱量后形成蒸汽，在高壓缸和低壓缸中對(duì)汽輪機(jī)以及發(fā)電機(jī)做功，從而產(chǎn)生電力。做完功后的蒸汽經(jīng)冷凝器后冷卻成水，重新進(jìn)入蒸汽發(fā)生器被加熱成蒸汽，最終形成汽水循環(huán)。1.1.2 核電站一回路 B-Li 水化學(xué)控制核電廠水化學(xué)控制主要目的是通過(guò)控制水質(zhì)來(lái)減少設(shè)備的腐蝕，從而保證系統(tǒng)的安全運(yùn)行。壓水反應(yīng)堆一回路通常會(huì)添加一定濃度的硼酸作為中子吸收劑來(lái)吸收可溶性中子，通過(guò)添加硼酸的濃度來(lái)控制核反應(yīng)堆的反應(yīng)性，但是硼酸的加入會(huì)使水環(huán)境呈弱酸性，因此需要注入一定量的堿來(lái)控制 pH 值，氫氧化鋰擁有

圖 1-2 核電站壓力容器示意圖的作用和特性主要有以下幾點(diǎn):(1)反應(yīng)足以承受很大的機(jī)械設(shè)備所承擔(dān)的負(fù)因素影響下所受的載荷；(2)反應(yīng)堆壓力向冷卻液密封在一個(gè)高溫高壓環(huán)境中二道屏障，可以使 235U、239Pu 等燃容器材料器用鋼的材料需要考慮強(qiáng)度大小、加工一代核電壓力容器使用的鋼板是在石，美國(guó)第一代壓水堆核電站反應(yīng)此種鋼高溫下強(qiáng)度低以及沖擊韌性低但是隨著核電站逐漸趨向大型化發(fā)展02B 鋼由于存在間隙韌性等缺點(diǎn)，因此

圖 1-3 H-B-O 系統(tǒng)組分和水蒸氣壓關(guān)系圖通常情況下，一回路和二回路系統(tǒng)中不會(huì)出現(xiàn)嚴(yán)重腐蝕現(xiàn)象，因?yàn)橄到y(tǒng)中的濃度和氧氣濃度含量較低，關(guān)鍵部位每年的腐蝕速率在 0.025mm 以下甚至，但當(dāng)系統(tǒng)中出現(xiàn)以下問(wèn)題時(shí)：1）含有高濃度硼酸溶液的不銹鋼管破裂；某些部件的不銹鋼包殼破裂，導(dǎo)致其與低合金鋼發(fā)生電偶腐蝕從而加速應(yīng)力開(kāi)裂（SCC）；3）一回路和二回路中硼酸水溶液通過(guò)帶墊圈的接頭、閥門、密封件等泄漏，這時(shí)高溫環(huán)境會(huì)使水蒸發(fā)，是的硼酸得以濃縮結(jié)晶，而產(chǎn)生的腐蝕現(xiàn)象。這些問(wèn)題會(huì)使暴露在外的碳鋼每年腐蝕速率由 0.025mm 增加245mm。硼酸腐蝕現(xiàn)象嚴(yán)重威脅著核電站的安全運(yùn)行，目前各國(guó)核電廠針對(duì)腐蝕的預(yù)防管理集中在以下幾個(gè)方面：（1） 通過(guò)及時(shí)修復(fù)關(guān)鍵部位來(lái)減少核電站的泄漏現(xiàn)象；（2） 加強(qiáng)監(jiān)測(cè)核電站設(shè)備和系統(tǒng)的運(yùn)行工況；（3） 更換關(guān)鍵部位（螺栓、螺母、貫穿件等）的碳鋼材料為耐腐蝕材料；（4） 通過(guò)有效方法來(lái)及時(shí)處理系統(tǒng)中泄露的硼酸溶液。核電站實(shí)際運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)表明，大多數(shù)嚴(yán)重的硼酸腐蝕事件是由硼酸溶液泄漏造

【參考文獻(xiàn)】

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本文編號(hào)：2813936