核级碳钢在硼酸溶液中的腐蚀行为研究
发布时间：2020-09-08 08:20
A508-3碳钢是核电站压力容器外壳主要结构材料,是保护反应堆压力安全的重要屏障,然而,碳钢材料的腐蚀失效现象是影响核电站安全运行的一个重要问题。A508-3碳钢作为压力容器外壳,平常并不会接触一回路硼酸水溶液,但是当内层不锈钢或者贯穿件等发生破裂时,则就会接触到硼酸,造成腐蚀失效。本文以A508-3碳钢为研究对象,对其在不同温度、不同浓度硼酸溶液中的腐蚀行为进行研究,以及探究A508-3碳钢和304不锈钢偶接后,阴阳面积比、溶液浓度和温度等因素对其电偶腐蚀的影响,并对金属表面腐蚀过后的产物进行观察分析,主要得到以下结论:50℃条件下,A508-3碳钢在不同浓度硼酸溶液中均产生较严重的腐蚀现象,腐蚀过程中并不会出现钝化现象,随着硼酸浓度的增大,A508-3碳钢表面电荷转移电阻变小,耐蚀性降低。当溶液含硼浓度达到1200ppm时,A508-3碳钢拥有最高的腐蚀电流密度,较低的自腐蚀电位,此时腐蚀敏感性最强。对A508-3碳钢在50℃不同浓度硼酸溶液中进行连续7天EIS测量表明,碳钢的耐蚀性随时间的延长而变小,同一时间内,高浓度硼酸溶液对应高腐蚀敏感性。利用失重法对50℃、90℃、130℃、170℃、210℃等温度下碳钢材料的腐蚀速率进行了计算,结果表明部分下的腐蚀速率随温度的升高先增大后减小,温度较低时,A508-3碳钢腐蚀可能属于热激活过程,随温度升高腐蚀加快,腐蚀速率则受溶液离子组分影响。SEM表征结果说明温度的升高可加深碳钢的腐蚀程度,通过170℃和50℃对比,高温可明显改变O、Fe等元素含量,腐蚀产物组分发生变化。电偶腐蚀试验证明,A508-3碳钢和304不锈钢偶接后,作为阳极加速腐蚀。随着阴阳面积比的减小,A508-3碳钢和304不锈钢电偶对电偶电位逐渐升高,电偶电流减小。阳极过大,可使体系快速趋于稳定,当阴阳面积比达到1:10时,体系稳定后的电偶电流接近于0,此时阳极反应速度过快,阴极无法传递阳极转移来的大量电子,造成反应阻力增大。失重试验表明,电偶腐蚀可明显加快A508-3碳钢腐蚀速率,随着溶液浓度增加,碳钢腐蚀速率加快。SEM表征发现,120℃下电偶腐蚀造成A508-3碳钢腐蚀产物形貌分布有所区别,氧化物颗粒变大,304不锈钢表面分布均匀,氧化物颗粒成多面立方结构。
【学位单位】：华北电力大学
【学位级别】：硕士
【学位年份】：2019
【中图分类】：TM623
【部分图文】：
图 1-1 压水堆核电站工作原理核电厂运行时，由核岛反应堆产生蒸汽，在常规岛将蒸汽转变为电能[2]。如上图所示，在一回路系统中，由主泵将水泵入反应堆堆芯，将反应堆中核燃料裂变产生的大量能量吸收形成高温高压水流，再经过蒸汽发生器内部 U形传热管，将热量传递给二回路冷却水，释放完热量后的水经主泵又被送回反应堆，这样使得水在密闭回路中得到循环。二回路中的冷却水吸收一回路传递的热量后形成蒸汽，在高压缸和低压缸中对汽轮机以及发电机做功，从而产生电力。做完功后的蒸汽经冷凝器后冷却成水，重新进入蒸汽发生器被加热成蒸汽，最终形成汽水循环。1.1.2 核电站一回路 B-Li 水化学控制核电厂水化学控制主要目的是通过控制水质来减少设备的腐蚀，从而保证系统的安全运行。压水反应堆一回路通常会添加一定浓度的硼酸作为中子吸收剂来吸收可溶性中子，通过添加硼酸的浓度来控制核反应堆的反应性，但是硼酸的加入会使水环境呈弱酸性，因此需要注入一定量的碱来控制 pH 值，氢氧化锂拥有
图 1-2 核电站压力容器示意图的作用和特性主要有以下几点:(1)反应足以承受很大的机械设备所承担的负因素影响下所受的载荷；(2)反应堆压力向冷却液密封在一个高温高压环境中二道屏障，可以使 235U、239Pu 等燃容器材料器用钢的材料需要考虑强度大小、加工一代核电压力容器使用的钢板是在石，美国第一代压水堆核电站反应此种钢高温下强度低以及冲击韧性低但是随着核电站逐渐趋向大型化发展02B 钢由于存在间隙韧性等缺点，因此
图 1-3 H-B-O 系统组分和水蒸气压关系图通常情况下，一回路和二回路系统中不会出现严重腐蚀现象，因为系统中的浓度和氧气浓度含量较低，关键部位每年的腐蚀速率在 0.025mm 以下甚至，但当系统中出现以下问题时：1）含有高浓度硼酸溶液的不锈钢管破裂；某些部件的不锈钢包壳破裂，导致其与低合金钢发生电偶腐蚀从而加速应力开裂（SCC）；3）一回路和二回路中硼酸水溶液通过带垫圈的接头、阀门、密封件等泄漏，这时高温环境会使水蒸发，是的硼酸得以浓缩结晶，而产生的腐蚀现象。这些问题会使暴露在外的碳钢每年腐蚀速率由 0.025mm 增加245mm。硼酸腐蚀现象严重威胁着核电站的安全运行，目前各国核电厂针对腐蚀的预防管理集中在以下几个方面：（1） 通过及时修复关键部位来减少核电站的泄漏现象；（2） 加强监测核电站设备和系统的运行工况；（3） 更换关键部位（螺栓、螺母、贯穿件等）的碳钢材料为耐腐蚀材料；（4） 通过有效方法来及时处理系统中泄露的硼酸溶液。核电站实际运行经验表明，大多数严重的硼酸腐蚀事件是由硼酸溶液泄漏造
本文编号：2813936
【学位单位】：华北电力大学
【学位级别】：硕士
【学位年份】：2019
【中图分类】：TM623
【部分图文】：
图 1-1 压水堆核电站工作原理核电厂运行时，由核岛反应堆产生蒸汽，在常规岛将蒸汽转变为电能[2]。如上图所示，在一回路系统中，由主泵将水泵入反应堆堆芯，将反应堆中核燃料裂变产生的大量能量吸收形成高温高压水流，再经过蒸汽发生器内部 U形传热管，将热量传递给二回路冷却水，释放完热量后的水经主泵又被送回反应堆，这样使得水在密闭回路中得到循环。二回路中的冷却水吸收一回路传递的热量后形成蒸汽，在高压缸和低压缸中对汽轮机以及发电机做功，从而产生电力。做完功后的蒸汽经冷凝器后冷却成水，重新进入蒸汽发生器被加热成蒸汽，最终形成汽水循环。1.1.2 核电站一回路 B-Li 水化学控制核电厂水化学控制主要目的是通过控制水质来减少设备的腐蚀，从而保证系统的安全运行。压水反应堆一回路通常会添加一定浓度的硼酸作为中子吸收剂来吸收可溶性中子，通过添加硼酸的浓度来控制核反应堆的反应性，但是硼酸的加入会使水环境呈弱酸性，因此需要注入一定量的碱来控制 pH 值，氢氧化锂拥有
图 1-2 核电站压力容器示意图的作用和特性主要有以下几点:(1)反应足以承受很大的机械设备所承担的负因素影响下所受的载荷；(2)反应堆压力向冷却液密封在一个高温高压环境中二道屏障，可以使 235U、239Pu 等燃容器材料器用钢的材料需要考虑强度大小、加工一代核电压力容器使用的钢板是在石，美国第一代压水堆核电站反应此种钢高温下强度低以及冲击韧性低但是随着核电站逐渐趋向大型化发展02B 钢由于存在间隙韧性等缺点，因此
图 1-3 H-B-O 系统组分和水蒸气压关系图通常情况下，一回路和二回路系统中不会出现严重腐蚀现象，因为系统中的浓度和氧气浓度含量较低，关键部位每年的腐蚀速率在 0.025mm 以下甚至，但当系统中出现以下问题时：1）含有高浓度硼酸溶液的不锈钢管破裂；某些部件的不锈钢包壳破裂，导致其与低合金钢发生电偶腐蚀从而加速应力开裂（SCC）；3）一回路和二回路中硼酸水溶液通过带垫圈的接头、阀门、密封件等泄漏，这时高温环境会使水蒸发，是的硼酸得以浓缩结晶，而产生的腐蚀现象。这些问题会使暴露在外的碳钢每年腐蚀速率由 0.025mm 增加245mm。硼酸腐蚀现象严重威胁着核电站的安全运行，目前各国核电厂针对腐蚀的预防管理集中在以下几个方面：（1） 通过及时修复关键部位来减少核电站的泄漏现象；（2） 加强监测核电站设备和系统的运行工况；（3） 更换关键部位（螺栓、螺母、贯穿件等）的碳钢材料为耐腐蚀材料；（4） 通过有效方法来及时处理系统中泄露的硼酸溶液。核电站实际运行经验表明，大多数严重的硼酸腐蚀事件是由硼酸溶液泄漏造
【参考文献】
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本文编号：2813936
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