核电关键材料的环境行为与失效机理
核电常见问题现象和分析
核电1.什么是核电2.核电的架构与关键设备3.核电应用中遇到的问题4.针对以上问题提出的解决方案与应用效果5.预期达到的目标1什么是核电核能作为一种安全高效、清洁低碳、可大规模开发利用的非石化能源，是我国清洁能源体系的重要组成部分。
核能发电是人类在社会生产和生活中利用核能的主要方式。
核电发展的最重要前提始终是核电运行的安全性和经济性，核电能否安全运行与其关键设备材料的服役性能密切相关，只有保证关键设备材料在服役期间有足够的安全裕度设计，才能保证核电站在设计周期内安全可靠的运行。
截至2022年11月，我国核电在运机组54台，装机容量为5,215万千瓦;在建核电机组20台，在建数量全球第一，装机容量2286.7万千瓦。
2核电的架构与关键设备核电站工作原理基本工作原理，核电站由核反应堆在受控条件下通过分裂放射性物质的原子来产生热量，由此产生的热能用于产生高温高压蒸汽，蒸汽驱动蒸汽轮机，将蒸汽能转化为机械能，由涡轮机旋转发电机，将机械能转化为电能。
反应堆是核电站的核心。
核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。
反应堆工作时放出的热能，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽。
因此，整个一回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于火电厂的锅炉系统。
为了确保安全，整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内。
由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统，与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。
核电站的主要设备包括：主泵：它的功用是把冷却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。
稳压器：又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。
在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。
稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。
蒸汽发生器：它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。
核能开发中的环境影响与对策研究
核能开发中的环境影响与对策研究核能，作为一种高效、清洁的能源，在全球能源结构中占据着日益重要的地位。
然而，核能开发过程并非毫无弊端，其对环境的影响也不容忽视。
深入研究核能开发中的环境影响，并制定相应的对策，对于实现核能的可持续发展具有重要意义。
核能开发对环境的影响主要体现在以下几个方面：首先是放射性物质的排放。
在核电站的运行过程中，虽然采取了多重防护措施，但仍难以完全避免放射性物质的微量释放。
这些放射性物质一旦进入环境，可能会在大气、水和土壤中扩散，对生态系统和人类健康构成潜在威胁。
例如，放射性碘可能在食物链中积累，进而影响人体的甲状腺功能。
其次，核能开发会产生大量的放射性废物。
这些废物具有高度的放射性和长半衰期，需要妥善处理和存放，否则可能会造成严重的环境污染。
目前，对于高放射性废物的长期处置方案仍存在诸多挑战，如地质处置库的选址、建设和长期安全性等问题。
再者，核电站的建设和运行需要大量的水资源。
在一些水资源短缺的地区，这可能会加剧水资源的竞争和压力。
此外，如果核电站的冷却系统出现故障或管理不善，可能会导致热污染，对周边水域的生态环境造成破坏。
然而，我们不能因噎废食，完全否定核能的开发和利用。
相反，我们应该采取积极有效的对策来减轻其对环境的负面影响。
在放射性物质排放的控制方面，应不断提高核电站的设计和运行标准，加强安全监管，采用更先进的技术和设备，以最大程度地减少放射性物质的释放。
同时，建立完善的环境监测体系，实时监测放射性物质在环境中的浓度和分布，及时发现并处理异常情况。
对于放射性废物的处理，应加大科研投入，研发更安全、有效的处理和处置技术。
例如，探索先进的核废料嬗变技术，将长半衰期的放射性核素转变为短半衰期或稳定的核素，降低其放射性危害。
在选址建设放射性废物处置库时，要充分考虑地质、水文等自然条件，确保其安全性和长期稳定性。
同时，加强公众对放射性废物处置的了解和参与，提高决策的透明度和科学性。
高温高压下核电设备失效机理研究
高温高压下核电设备失效机理研究近年来，全球能源安全和环保的课题日益受到关注，而核电作为清洁能源中最为重要的一种，发挥着举足轻重的作用。
但是，随之而来的危机也越来越显著：核电站的安全问题。
一旦发生事故，不仅会给人们的生命和财产造成损失，而且会对全球环境造成灾难性影响。
因此，核电设备的可靠性和稳定性意义重大。
本文将探讨核电设备在高温高压下的失效机理。
一、高温高压环境对核电设备的影响核反应堆中最常见的材料是铀和铀合金材料，这些材料在高温高压下会发生化学反应，从而影响其物理性质和电学性质。
另外，高温高压环境下还会出现强烈的腐蚀、严重的热应力和机械应力。
这些因素加起来，会导致核电设备的失效。
二、材料的物理性质变化材料的物理性质是其稳定性和安全性的保证。
在高温高压下，铀材料会发生不可逆性的相变，导致材料的力学性能发生急剧改变，从而使核电设备失效。
此外，高温高压还会导致静电效应、击穿效应等不好的现象，从而影响电学性质。
三、腐蚀现象的影响高温高压环境下，铀材料遭受腐蚀的可能性大大增加。
与此同时，腐蚀会导致材料表面的金属浸润和松散，加剧材料受到机械应力和热应力的情况，从而破坏电学性质和物理性质，影响核电设备的工作效果。
四、热应力和机械应力的影响高温高压下，设备结构因受到内部温度变化和热膨胀等原因造成的热应力和机械应力，都会使材料拉伸、畸变、开裂等，导致设备劣化、损坏和最终失效。
此外，超声波的波动也会影响结构，这就需要设备极度稳定，不能受外界干扰。
五、核电设备失效的可能性核电设备失效是核电站最大的危机，因此规避失效的可能性是非常重要的。
高温高压下可能导致的失效方式有以下几种：1. 降低机械强度；2. 电学损坏或泄漏；3. 腐蚀和腐蚀裂纹；4. 涂覆/涂层层剥落；5. 外观和几何形状问题。
六、未来核电设备的稳定性改进方案核电技术发展的过程中，要关注环境变化和温度限制，从而使用更可靠的材料和设计结构。
制备材料时，需要优先考虑其在高温高压下的性能，例如强度、腐蚀和热膨胀等。
核电厂金属材料流动加速腐蚀
核电厂金属材料流动加速腐蚀核电是当代一种重要的清洁能源形式，它通过核裂变或核聚变产生热能，并将其转化为电能。
尽管核电有很多优点，但是核电厂金属材料流动加速腐蚀问题一直是一个严重的挑战。
金属材料在核电厂中扮演着重要的角色，它们用于承载和保护反应堆、管道、容器和设备等元件。
由于在高温、高压和放射性环境下工作，这些金属材料往往会受到流动加速腐蚀的影响，从而影响核电厂的安全性和运行稳定性。
我们需要了解什么是核电厂金属材料流动加速腐蚀。
流动加速腐蚀是指在流体流动作用下金属材料表面因受到腐蚀而产生的一种现象。
这种腐蚀现象通常发生在高速流动的液体或气体中，因为流动能够加速腐蚀剂与金属表面发生化学反应。
在核电厂中，这种流动加速腐蚀现象可能会对金属材料表面造成严重的损害，导致金属失效，甚至危及核电厂的安全。
流动加速腐蚀的发生与许多因素有关，其中温度、压力、流速、腐蚀剂浓度等是主要的影响因素。
在核电厂中，高温、高压、放射性环境和流体流动是造成金属材料流动加速腐蚀的主要原因。
由于反应堆中工作温度高达数百摄氏度，而且反应介质中常含有酸性物质或氧化性物质，这些条件都会加剧金属材料的腐蚀速率。
高温高压条件下的流动会加速金属表面与腐蚀剂的接触，从而增加金属材料的腐蚀程度。
在核电厂中，受流动加速腐蚀影响最为严重的金属材料主要包括不锈钢、碳钢、镍基合金等。
这些金属材料在核电厂中广泛应用于反应堆的压力容器、管道、换热器、汽轮机等关键设备中，因此它们的腐蚀问题直接关系到核电厂的安全性和可靠性。
不锈钢在高温高压条件下容易发生应力腐蚀开裂，而碳钢和镍基合金则容易受到流动加速腐蚀的影响，从而降低其使用寿命和安全性能。
为了解决核电厂金属材料流动加速腐蚀的问题，我们需要采取一系列的措施来加强对金属材料的保护。
要对金属材料进行合理的材料选择和防护措施。
在核电厂中，需要选择具有良好抗腐蚀性能和高温高压稳定性的金属材料，如316L不锈钢、铬钼钢、钛合金等。
核电厂关键仪控系统设备老化机理分析及应对策略
核电厂关键仪控系统设备老化机理分析及应对策略摘要：本文分析了核电厂关键仪控系统设备老化的机理和对策，介绍了关键仪控系统设备老化对核电机组安全运行的影响，提出通过物项替代、设备改造和优化PM等手段解决关键仪控设备老化问题，保障核电厂的长期安全稳定运行。
关键词：核电；仪控；老化机理；对策1 仪控设备老化研究的意义随着核电站运行时间的增加，各种类型的仪控设备会出现不同程度的老化，绝缘、测量精度及响应时间等性能的恶化，导致传感器的可靠性降低，参数漂移和闪发故障越来越频繁。
据 WANO（World Association of Nuclear Operators：世界核运营者协会）运行事件的统计显示约 10% 的核电运行事件与传感器有关，导致多起重要设备的停运，机组后撤，甚至是停机、停堆等事故的发生。
因此仪控设备老化相关问题在核电站中尤为重要，无论在安全性还是经济性上尽早采取预防措施都是非常必要。
为了提高核电站安全性和可靠性，世界核电大国不约而同地开展核电站仪控设备老化管理和延长运行寿命的研究工作，指导有关预防性维修的开展，保证核电站安全有效的运行。
国内也充分的认识到仪控设备老化问题的重要性，也开始进行相关研究工作，仪控设备老化问题的研究具有很重要的实践意义、经济价值和技术战略地位。
2 仪控设备老化存在的问题随着核电站服役年限的增加，仪控设备今后将存在两大老化问题。
其一是技术性老化：由于技术更新、市场竞争和企业兼并而引起的备件采购难问题。
其二是设备功能性老化：由于设备本身老化而引发的性能下降，主要表现为部分元件的性能降低（如电解电容、橡胶材料）、氧化或端子松动引起的接触不良（表现在电缆、接线端子排、切换开关、控制板的插座、连接头、电源等）。
通过总体归纳和分析，认为主要的原因在于三个方面：第一个方面是一些设备生产厂家倒闭或转型，仪控设备的备件停产，导致现场无备件可用。
第二个方面是由于仪控计算机技术的发展，厂家对早期产品升级，现场旧设备运行维护困难。
核电关键材料及我国核电应用现状与发展趋势5篇
核电关键材料及我国核电应用现状与发展趋势5篇第一篇：核电关键材料及我国核电应用现状与发展趋势核电关键材料及我国核电应用现状与发展趋势摘要：自第一座核电站建成至今，核电技术在不断地发展、完善，各种核电材料不断出现并被应用。
核能作为一种安全、高效、清洁的能源，备受世界各国重视。
随着化石燃料的逐渐枯竭，我国作为核大国，核能发展的潜力巨大。
本文主要介绍了核电关键材料及其特点以及我国核电应用现状与发展趋势。
关键词：核电、材料、现状、趋势。
1、前言1954年，世界上第一座核电站在苏联建成，经过60多年的发展，核电技术已经发展到了第四代，而核电材料是核电技术的关键，各种新型的材料不断地被应用到核电领域中，推动了核电的发展。
随着我国经济水平的不断发展，能源问题越来越突出，而核能作为国际公认的目前唯一达到大规模商业应用的替代能源，在我国的能源战略中占有重要地位，在我国具有非常广阔的应用前景。
截至目前，我国大陆投入商业运行的核电机组已经超过20台，此外还有多个核电站和核电机组在建，核电在我国蓬勃发展。
2、核电材料及其特点 2.1裂变反应堆材料 2.1.1裂变核燃料裂变反应堆中用到的核燃料有铀、钚、钍，而铀是核电站最主要的核燃料。
2.1.2包壳材料包壳材料是指燃料芯体包壳所用的材料，要满足热中子吸收截面低、能够承受辐射损伤效应、具有一定的机械强度等要求。
常见的包壳材料有铝及铝合金、镁合金、锆合金和奥氏体不锈钢以及石墨等。
此外，SiC也被用于制作包壳材料。
SiC包壳与水反应缓慢，与传统锆合金包壳相比，可把产生氢气的风险降低几千倍【1】.由于SiC及SiC 基复合材料具有优异的高温性能和耐辐照性能，其在核燃料元件中获得越来越广泛的应用【2】。
2.1.3慢化剂材料慢化剂材料是能够将裂变时的快中子的能量降到热中子能量水平的材料，具有对中子散射截面大、吸收面积小以及质量数接近中子的特点。
主要的慢化剂材料有氢、氘、铍、石墨和氧化锆等。
材料的环境行为与失效机理
万方数据
万方数据
万方数据
材料的环境行为与失效机理
刊名：
中国科学院院刊
英文刊名：BULLETIN OF THE CHINESE ACADEMY OF SCIENCES
年，卷(期)：2001,16(5)
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本文链接：/Periodical_zgkxyyk200105014.aspx。
核电关键结构材料在高温水环境中的应力腐蚀破裂及其定量预测
2.国际上关于高温水中应力腐蚀裂纹扩展速率的两个重要定量模型
2.1 Ford-Andresen 模型
该模型是由美国通用电气公司（GE）研发中心的 Peter Ford 和 Peter Andresen 建立的(5)，图 1 为示 意图。他们认为，大量研究表明，各种合金在高温水环境中绝大多数的应力腐蚀破裂受控于阳极溶解型的 滑移溶解机理，其裂纹扩展是通过下列过程的重复而实现的： ①裂尖应变导致防护性氧化膜的机械破裂； ②新鲜金属表面的阳极溶解； ③氧化膜形成并覆盖表面，表现出钝化。 根据法拉第定律，阳极溶解导致的裂纹扩展速率 da/dt 可表达为：
&ct 和构件相关寿命 T 影响的三个数学解析表达式，结果表明对同样 裂纹扩展速率 a 、裂纹尖端应变速率 ε
材料同样载荷条件和环境，屈服强度水平的增高将导致应力腐蚀裂尖应变速率的提高，从而提高裂纹扩展 速率和缩短构件寿命。工程应用方面的工作主要是在来自于日本、中国和印度的核电用奥氏体不锈钢上研 究这类材料的里氏硬度、维氏硬度、屈服强度和抗拉强度的换算。基于数据测量和曲线拟合，得到初步的 相关换算关系。针对无法用破坏性方法测量实际构件局部强度的核电工程状况，可利用本工作结果用硬度 测量来估计其屈服强度，然后利用有关公式和数据来定量预测应力腐蚀裂纹扩展速率和构件寿命。 关键词：轻水堆核电站；高温水环境；应力腐蚀破裂；定量预测；冷加工；寿命预测
2.2
Shoji 模型（日本东北大学）
鉴于 Ford-Andresen 模型中的裂尖应变速率主要是采用经验公式，日本东北大学断裂研究所的 Shoji
等人从断裂力学推导裂尖应变速率的理论表达式，从而发展出一个关于裂纹扩展速率的定量模型(6)。其出 发点是：已知应变硬化材料（一般金属材料都是应变硬化材料，不锈钢有很强的应变硬化能力）在平面应 变条件下正在扩展的裂纹的裂尖塑性应变分布可表示为(7-8):
苏州热工研究院宣传册
苏州热工研究院宣传册（核电版）板块架构如下：一、 公司介绍：二、 组织机构：三、 人力资源：四、 研发平台和行业资质五、 科技研发与创新六、 科技服务七、 产业发展八、 国际交流公司介绍苏州热工研究院有限公司（以下简称“苏州热工研究院”）于2003年7月由原国家电力公司苏州热工研究所转制而成。
苏州热工研究院的前身是水利电力部苏州核电科学研究所，成立于1978年，其主要任务是跟踪、消化、吸收核电技术，为核电建设和生产运行服务。
苏州热工研究院目前注册资本金1.365亿元，员工四百多名，年产值3亿多元人民币，设有电站寿命管理研究中心、电站设备监理工程技术研究中心、环境保护与应急技术研究中心、核安全技术研究中心、电气及信息技术研究中心、热能动力技术研究中心、在役检查技术研究中心、教育与培训中心八个专业技术研究中心，拥有国家能源核电站寿命评价与管理技术研发（实验）中心、江苏省核电厂安全及可靠性工程技术研究中心、中广核设备制造工艺评定中心、南京新苏热电厂中试基地、江苏省企业院士工作站等技术研发平台和博士后科研工作站人才培养平台，装备了电站金属材料寿命评估实验中心、辐射环境实验室、电气设备老化实验室、性能监测与故障诊断实验室、反应堆安全分析独立验证平台。
经过三十多年的发展历程，通过对核电和火电技术的研究和广泛实践，苏州热工研究院造就了一支高素质的人才队伍，进入了国家核电科技创新体系，负责和参与了国家863、973核电重大科研项目、国家十一五科技支撑项目、国家自然科学基金项目、环保部和能源局重大专题的研究，涌现了一批又一批的科研成果和专利技术，承担了一大批包括国家核安全法规在内的国家核电标准的制订和修订任务，在核电领域具有了相当的知名度。
苏州热工研究院以提高核电机组的安全性、可靠性、经济性为目标，以解决我国核电工程建设、生产运营中的应用技术问题为己任，以共用技术能力建设为基础，以推进核电技术的自主创新为宗旨，努力打造成为国内领先、具有国际水平的核电技术研究院。
材料腐蚀失效形式与机理
世界腐蚀损失巨大
1937年美国壳牌公司 (Shell Company) 推算出，世界 每年因腐蚀造成的金属材料损失至少1亿吨以上腐蚀损失 占各国GDP的2 - 4%。
我国腐蚀损失更惊人
据 2002年中国工程院咨询项目《中国工业和自然 环境腐蚀问题的调查和对策 》的统计，我国当年因腐蚀 造成的直接经济损失超过5000 亿元。2013 年7月， 某 院士说仅海洋腐蚀引起的经济损失，我国每年就超过1.5 万亿元人民币。
M＋ ＋Cl－→ MCl ( 点蚀坑内）
MCl ＋H2O →MOH ＋H＋ Cl－（点蚀坑外）
金属表面不均匀性，如划痕、凹陷、夹杂物等，往往是点 蚀的源点，介质中卤素离子和氧化剂（如溶解氧）同时存在时 容易发生点蚀，故氧化性氯化物如CuCl 2 、FeCl3 等是强烈的 点蚀剂。 钝化金属如 不锈钢、表面镀层金属 较易发生点蚀坑， 蚀坑小而深。 典型的点腐蚀形貌如图3-6 、图3-7 所示。
腐蚀机理和形式
2.1 腐蚀机理（corrosion mechanism）
腐蚀是指材料与环境发生化学反应或电化学反应所造成 的破坏（DIN 50900- 2002）。 按腐蚀反应机理，腐蚀分为化学腐蚀和电化学腐蚀。 化学腐蚀是指反应前后无电子转移，原子价数不发生增 减 ， 即反应过程没有电流的产生。 电化学腐蚀是材料表面与环境介质发生电化学反应而引 起的破坏。其特点是在腐蚀过程中有电流的产生， 反应前后 包含了电子转移、原子价数发生增减，这是典型的电化学反 应。
全面腐蚀和局部腐蚀
3.1 均匀腐蚀
均匀腐蚀是最普遍的腐蚀形式。 它是腐蚀介质均匀抵达 金属的各个表面上发生电化学反应, 宏观上表现为均匀减薄， 是典型的小阴极、大阳极 的腐蚀破坏形式。 电极反应 阳极 : Fe → Fen+ + ne ( 溶解） 阴极: : H2O +0.5O2 +2e → 2OH反应：Fe2+ +2OH- → Fe(OH)2 4Fe(OH)2 + 2H2O +O2 → 4Fe(OH)3 进一步反应： Fe2+→ Fe3++e Fe3++3H2O → Fe(OH)3 +3H+ H+ + H+ → H2 ↑
核材料的辐照损伤机制研究
核材料的辐照损伤机制研究在当今的能源领域，核能作为一种高效、清洁的能源形式，具有巨大的潜力和重要性。
然而，核材料在长期的辐照环境下会发生损伤，这严重影响了核反应堆的安全性和可靠性。
因此，深入研究核材料的辐照损伤机制对于核能的可持续发展至关重要。
首先，我们需要了解什么是辐照。
辐照是指高能粒子（如中子、质子、电子等）与物质相互作用，将其能量传递给物质中的原子和分子，从而导致物质的结构和性能发生变化的过程。
在核反应堆中，核燃料（如铀、钚等）和结构材料（如不锈钢、锆合金等）会受到强烈的辐照。
核材料在辐照下会产生多种损伤形式。
其中，最常见的是原子位移。
当高能粒子与原子核发生碰撞时，会将原子核撞离其原来的位置，形成空位和间隙原子。
这些缺陷会破坏晶体的晶格结构，导致材料的力学性能下降，如硬度增加、延展性降低等。
除了原子位移，辐照还会导致材料中的杂质原子聚集和沉淀。
杂质原子在辐照下会获得能量，从而更容易扩散和聚集。
这些杂质的聚集和沉淀会进一步影响材料的性能，例如降低材料的热导率和耐腐蚀性。
此外，辐照还会引发相变。
在高温和辐照的共同作用下，核材料的晶体结构可能会发生转变，从而改变材料的物理和化学性质。
例如，某些金属在辐照下可能会从面心立方结构转变为体心立方结构，导致材料的脆性增加。
那么，辐照损伤是如何影响核材料的性能的呢？首先，辐照损伤会导致核材料的肿胀和变形。
由于空位和间隙原子的产生和聚集，材料的体积会增大，从而引起肿胀。
同时，材料内部的应力分布不均匀，会导致变形和开裂。
其次，辐照损伤会降低核材料的热导率。
材料中的缺陷会阻碍热传递，从而影响反应堆的冷却效果，增加反应堆运行的风险。
再者，辐照损伤会削弱核材料的耐腐蚀性能。
材料表面的缺陷会成为腐蚀介质的侵入通道，加速腐蚀过程，缩短核材料的使用寿命。
为了研究核材料的辐照损伤机制，科学家们采用了多种实验方法和技术。
其中，离子辐照实验是一种常用的手段。
通过向材料表面注入高能离子，可以模拟核反应堆中的辐照环境，从而研究材料的损伤行为。
核电厂金属材料流动加速腐蚀
核电厂金属材料流动加速腐蚀核电厂中的金属材料面临着许多腐蚀问题，其中最主要的问题就是流动加速腐蚀。
流动加速腐蚀（Flow Accelerated Corrosion，简称FAC）是指在介质流动条件下，金属表面受到的腐蚀速度比在静止条件下要快。
FAC在核电厂中尤其常见，因为在高温、高压、高速的流体环境下，金属材料更容易受到腐蚀的影响。
FAC的原理是由于流体流动的惯性作用和湍流流动产生的剥落作用，使得介质中的氧化物、水合离子和其他腐蚀物质会集中在高速流动的区域，这样就会导致这些区域的金属表面被剥落。
剥落后的金属表面暴露在环境中，再次受到腐蚀作用，从而导致金属材料的腐蚀速度加快。
FAC对核电厂的金属材料造成的损害主要有以下几个方面：1. 金属材料的疲劳裂纹。
在高速流动条件下，金属表面的腐蚀速度加快，金属表面被削弱后容易出现微小裂纹。
这些微小裂纹会在介质流动不断作用下逐渐扩大，导致金属疲劳裂纹。
FAC会导致金属材料的表面组织发生相变，从而降低金属的力学性能。
相变还会导致金属材料的膨胀系数发生变化，从而导致材料的变形。
3. 假如FAC发生在核电站的热交换器中，还可能导致管道和泵的磨损加剧，影响设备的工作稳定性。
防止FAC的发生需要采取以下措施：1. 缺陷检测。
定期对核电站的金属材料进行缺陷检测，主要包括超声波检测、X光检测、表面检测等内容。
及时发现和处理金属材料表面的裂缝和划伤，能够有效地防止FAC的发生。
2. 发现后及时更换。
及时发现和更换已经被FAC影响的金属材料，同样是防止FAC发生的有效措施。
一旦金属材料表面出现了明显的腐蚀现象，就需要对其进行检测，确认是否已经受到了影响，及时更换腐蚀严重和失效的金属材料。
3. 加强水质控制。
FAC的发生与水中溶解氧和其他腐蚀物质的浓度有关。
因此，加强水质控制，降低水中氧化物、离子浓度的同时，增加防护涂料和防震层等措施，也能够有效地防止FAC的发生。
总之，在核电厂中要有效地防止FAC的发生，需要采取一系列的防范措施，包括定期检测、及时更换、加强水质控制等多个方面。
材料腐蚀失效形式与机理
4.3 氢脆（ hydrogen embrittlement）
氢脆是由于氢离子扩散到金属内部形成固溶态或金属氢化 物，导致金属韧性下降和材料变脆的现象。
氢化物的析出，破坏了晶体结构的完整性，在外加应力作 用下局部引发了裂纹，材料变脆，这与应力腐蚀开裂有点相似， 只是应力腐蚀开裂出现在金属的阳极敏感区，氢脆出现在金属 阴极敏感区，有时称为氢致应力腐蚀开裂（HISCC ）。 氢脆是高强合金钢中经常出现的一种隐患。 在核电设备中，锆包壳在高温运行时，由于吸收腐蚀反应 生成氢，形成 ZrH1.5脆性相，最终加速包壳材料的老化和脆化。
图3 - 12 不锈钢 SCC 分叉裂纹
图3 - 13 SCC 的沿晶开裂（ 150 ×）
4.2 腐蚀疲劳（ corrosion fatigue）
腐蚀疲劳，即腐蚀疲劳开裂，是指金属在交变载荷 和腐蚀介质的共同作用下发生的脆性断裂。
腐蚀疲劳有以下几个特点：
（1）没有疲劳极限（ fatigue limit ）； （2）与应力腐蚀开裂不同，纯金属只要有腐蚀介质存在， 也会发生腐蚀疲劳； （3）金属的腐蚀疲劳强度与其耐蚀性有关； （4）腐蚀疲劳裂纹大多起源于表面或凹坑，裂纹源数量 较多，腐蚀疲劳裂纹主要是穿晶，也有沿晶开裂； （5）腐蚀疲劳开裂是脆性断裂，没有宏观的塑性变形， 断口面上有腐蚀物。
3.5 晶间腐蚀（intergranular corrosion ）
晶间腐蚀是金属在特定腐蚀介质中沿晶粒边界或晶界 附近发生的腐蚀，从而使晶粒间结合力遭到破损。这是一 种非常局部的腐蚀现象。 晶界上由于存在杂质元素，较活泼的金属元素的富集 或某种相的析出，会引起周围某一合金元素的贫乏，使晶 界或其毗邻狭窄区域的化学稳定性降低，同时介质对这些 区域有较大的浸蚀性，其余部位相对较小，这样便出现了 晶间腐蚀。
核电厂金属材料流动加速腐蚀
核电厂金属材料流动加速腐蚀核电厂是一种以核能为能源的发电设备，金属材料在核电厂中扮演着重要的角色。
受到核反应的影响，金属材料会出现流动加速腐蚀的现象。
流动加速腐蚀是指在流体作用下，金属材料的腐蚀速度明显加快的现象。
在核电厂中，流体通常是高温高压的冷却剂，例如水或氦气。
这种高温高压的环境会导致金属的腐蚀速度增加，加剧了金属材料的损耗。
流动加速腐蚀的机理主要包括以下几个方面：流体的湍流或流速过快会导致金属表面的摩擦和冲击，磨损金属表面的保护层，进而使金属暴露在更加恶劣的腐蚀环境中。
核反应中产生的辐射会增加金属的化学活性，使其更容易发生腐蚀。
辐射可以改变金属的晶体结构，使其变得更易腐蚀。
辐射还会产生电离效应，形成电化学反应，加速金属的腐蚀过程。
流体中可能存在的氧、水和其他化学物质也会加剧金属的腐蚀。
氧气会形成氧化层，使金属更易腐蚀。
水中的离子会发生电化学反应，导致金属的腐蚀。
核电厂会选择抗腐蚀性能较好的金属材料，例如不锈钢、镍合金等。
这些材料具有较好的耐腐蚀性能，能够减少流动加速腐蚀的发生。
核电厂会采用防护措施，如内衬金属或涂层、包覆保护层等。
这些防护层能够保护金属表面免受流体的直接腐蚀，延缓金属的损耗。
核电厂还会定期进行材料检测和维护，及时发现和修补存在腐蚀问题的金属材料，保证核电厂的安全运行。
核电厂金属材料的流动加速腐蚀是一个较为复杂的问题。
通过选择抗腐蚀性能较好的金属材料、采取防护措施以及定期检测和维护，可以减轻金属材料的腐蚀程度，保障核电厂的安全运行。
核电技术中的失效分析与风险评估
核电技术中的失效分析与风险评估核电技术是利用核反应堆产生的热能来发电的一种清洁、高效的能源技术。
然而，核电站的失效可能导致灾难性后果，因此进行失效分析与风险评估对核电技术的安全运行至关重要。
本文将探讨核电技术中的失效分析方法，并介绍风险评估的关键步骤。
失效分析是一种通过研究设备故障和事故来识别潜在失效模式的方法。
在核电站中，失效可能是由于各种因素引起的，如材料老化、设计缺陷、操作人员错误等。
为了确定失效的原因和可能性，失效分析可以结合实验数据和工程经验，对设备进行故障树分析、事件树分析和故障模式与影响分析等方法。
故障树分析是一种定性的失效分析方法，用于识别主要事件和其背后的基本事故原因。
通过构建树状图，将主事件作为根节点，将导致其发生的故障模式和其他事件作为分支节点，可以清晰地展示出故障链的关系。
例如，当一台设备失效时，可以追溯到制造缺陷、材料老化或设备运行不当等多个故障模式。
通过故障树分析，可以找出主要故障发生的概率和可能的根本原因。
事件树分析是一种定性的失效分析方法，用于评估特定事件发生的概率和后果。
通过树状图的形式表示，将特定事件作为根节点，将不同的发生路径和结果作为分支节点。
例如，在核电站中，一次应急停堆事件可能由于供电故障、控制系统故障或人为错误等多种原因引起。
通过事件树分析，可以确定每个发生路径的概率和可能的后果，从而评估事件发生的风险程度。
此外，还可以利用故障模式与影响分析(FMEA)来进行失效分析。
FMEA是一种定量的失效分析方法，通过评估每个潜在失效模式的严重性、发生概率和检测能力来确定风险等级。
对于高风险的失效模式，可以采取相应的措施来预防或减轻其后果。
失效分析的结果对于核电站的风险评估至关重要。
风险评估是根据失效分析的结果，结合概率统计及其他相关信息，对核电站的风险进行定量或定性的评估。
风险评估的目的是确定风险的严重性和优先级，以便采取适当的措施来控制和降低风险。
在核电技术中，风险评估通常采用层级结构，将风险分为不同的级别。
核电站主泵机械密封失效原因分析及防护
核电站主泵机械密封失效原因分析及防护摘要：在核主泵中，机械密封件极易损坏。
在运行过程中若是机械密封发生失效或是降级问题，则会造成严重泄露问题，进而引发核安全问题。
所以，积极分析主泵机械密封原因，进而制定针对性策略进行机械密封相关的防护，对于核电站稳定运行具有重要意义。
以核主泵密封系统为例，核主泵轴封系统，是设置在轴封式主泵水力部件与电机之间，用以阻止高温、高压、强放射性的反应堆冷却剂向外界环境释放的关键部件，是保持一回路压力边界完整性的重要功能部件。
而轴封系统又由 1、2、3 级机械密封、停机密封、轴密封、密封压盖等组成，此文对 1、2、3 级机械密封失效可能的原因及防护进行分析，旨在明确应对核主泵机械密封失效时出现风险的处理方式及规避风险的防护方式进行分析及讨论。
1机械密封失效的机理密封面失效一般涵盖以下类型：第一，汽化。
第二，液膜破裂。
第三，液膜失稳。
第四，密封干运转。
第五，密封面热裂。
其中，汽化，液膜破裂、失稳、干运转均为汽化后可能产生的情况，而密封面热裂则为另一重要机械密封失效原因，因此对此两种机械密封失效类型进行分析，此外，任意失效模式均能够通过对密封面绘制磨损图像，借助对磨损图像进行分析，能够对失效模式进行判定，对密封面进行检查，如发现出现表面龟裂问题，这就是典型密封面热裂问题。
所以，判断密封面失效原因有助于经验反馈及提高机械密封失效防护的效率。
（1）密封面汽化的原理：因核主泵是由多个组件组成了机械密封，这就决定了其复杂程度，一般情况下，需要在密封端面之间要求形成稳定的流体薄膜，目的是避免干摩擦磨损，用于保障适当的润滑环境，保证机械密封工作的稳定性，在密封端面之间产生流体动压以及流体静压的作用，该作用提供了密封端面的开启产生的荷载，如果液膜遭到了破坏作用，就会产生液膜汽化等现象，会直接导致端面表面微凸体之间产生更加剧烈的接触，就会产生摩擦加剧和摩擦发热的现象。
所以，制约密封性能的主要原因是由于润滑液的不稳定汽而导致界面遭到破坏。
浅谈核电厂设备失效根本原因分析方法
设备非常熟悉 ， 这不单指设备在系统 中的作用 ， 还 应包 括 损坏 的部分 对系 统 的影 响 。在最终 的分析 总结报 告 中 ，有关 工作 原理 的描绘 是十分 重要 的
一
２ ． ４ 设备 失效 根本原 因分析 技术
设备 失效 根本原 因分 析技术 是进 行设 备根 本
作， 是保证核电厂持续改进的重要手段 ， 而其 中的 事件分析又是非常重要的一环 ，是偏差管理有效 性 的重要的保证 。事件根本原 因分析工作 的主要
２ ０ １ ４年 ６月
１ ２ ６
房学恩
浅谈 核 电厂设 备失效 根本 原 因分 析方 法 录和其 他相关 资料 。
２ ． ３ 故 障模式 鉴别 和评定
生 的可能性 。
核 电厂 的重要 系统 设备 故 障会对 电站 的安 全 稳 定 运行 构成 严重 威胁 ，往 往导 致核 电厂安 全 风
险上升 、 停机停堆以及重大经济损失 。 为了提高设 备 可 靠性 ， 建立 设备 失效 根本 原 因分析 体 系 ， 一旦 有重大设备故障发生 ， 能够准确认定事故原因 ， 科 学 制 定应对 措 施 ， 避 免 相 同或 类 似事件 重 复发 生 。
一
在收集资料基础上对设备故 障进行原 因分 析， 这一 过程要 应用 故障树 分析 方法 ， 即从 设 备故 障开始列 出其所有可能的故障模式 ， 通过调查 、 论 证证据 ， 对每一故障模式逐一进行判断 ， 然后再对
每 一故 障模式 进行下 一层 分析 ，直至 找到 根本 原
因。
般来讲 ，参与分析的人员应该对所涉及的
23故障模式鉴别和评定在收集资料基础上对设备故障进行原因分析这一过程要应用故障树分析方法即从设备故障开始列出其所有可能的故障模式通过调查论证证据对每一故障模式逐一进行判断然后再对每一故障模式进行下一层分析直至找到根本原24设备失效根本原因分析技术设备失效根本原因分析技术是进行设备根本原因分析的重要工具它是对日常生活中不自觉使用逻辑推理进行原因分析方法的归纳总结和提高使人们能更清晰地认识原因分析的规律在进行事件根本原因分析过程中更有效并制定切实有效的纠正措施以避免事件的重复发生全面提高相关工作质量
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中国科学院金属研究所
2006CB605002
核电镍基合金力学与化学的交互作用研究
王俭秋
中国科学院金属研究所
2006CB605003
辐照损伤及其计算机模拟
杨文
中国原子能科学研究院
2006CB605004
核电结构材料早期损伤在线监检测的基础研究
宋诗哲
天津大学
2006CB605005
核电关键构件的寿命预测模型与方法研究
李光福
机械工业部上海材料研究所
2006CB605006
核电材料及其使役行为数据库及有效利用
童小燕
束国刚
西北工业Байду номын сангаас学
苏州热工研究院
★项目专家组：
姓名
单位
韩恩厚
中国科学院金属研究所
师昌绪
国家自然科学基金委员会
李恒德
清华大学
赵仁恺
中国核工业集团公司
柯伟
中国科学院金属研究所
周邦新
上海大学
徐玉明
国家原子能机构
王俊
国家核安全局
徐乃欣
中国科学院上海微系统与信息技术研究所
★课题设置：
编号
名称
负责人
主要承担单位
2006CB605001
高温高压水中的材料腐蚀与电化学研究
核电关键材料的环境行为与失效机理
★项目简介：
我国的核电站以压水堆为主。本项目以压水堆核电机组中一回路和二回路中材料的腐蚀、反应堆中辐照对压力容器材料的影响为对象，采用现役核电站的材料及我国研制的材料，在模拟核电站高温、高压水环境中开展试验研究。通过试验研究与计算机模拟，重点研究材料的微观组织结构和合金成分与环境参数之间的交互作用规律和机理，强调力学、化学、材料之间交互作用，特别是注重微观裂纹产生或点蚀产生后其周围的局部环境条件、局部力学条件、局部材料特征与宏观体环境之间的差别，把宏观行为与微观过程（到原子尺度）有机结合；在高温高压腐蚀电化学机制方面，把电化学行为与材料微观结构相结合，注重晶界结构、微量元素对腐蚀热力学和动力学过程的影响并建立两者之间的有机联系；发展基于腐蚀电化学原理的无损、早期、在线监检测基础理论和技术；在寿命评估方法方面，注重宏观规律模型与微观机理的有机结合，注重确定性的和概率性的损伤描述模型。通过这些研究，在环境因素与材料交互作用的非线性耦合理论、材料在环境中损伤演化的微细观理论、材料环境行为的模型与寿命预测理论三个关键科学问题上有所突破。通过5年的研究，预期在高温高压腐蚀电化学、力学/化学的交互作用方面取得有国际影响的结果，明确溶液中微量元素和水化学参数、材料中关键合金成分和晶界结构等对材料在核电环境使役行为的作用规律；在核电关键结构材料的无损、早期、在线监检测方法方面有新的突破；形成有中国特色的核电关键构件的寿命预测模型与方法；建立我国自己的核电材料使役行为数据库；为建立我国核电关键材料的损伤与安全评价准则或标准、保证我国核电站安全、可靠运行、自主设计和自主管理提供科学依据，并促进材料国产化进程。