4[1].8101重水反应堆及49-2游泳池反应堆寿期论证——49-2堆池壁、水平孔道和101堆内壳材料腐蚀寿命评估

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418　101重水反应堆及4922游泳池反应堆寿期论证
——4922堆池壁、水平孔道和101堆内壳材料腐蚀寿命评估
张孟琴　王瑞茂　于晶华　张宾永　赵　辉　侯淑凤
4922游泳池反应堆和101重水反应堆都已超期服役。

为延长两堆的使用寿命,有必要进行两堆的寿期论证。

关于研究堆的寿期尚末见可以参照的国际规范,有关国家与I A EA正在进行相应的研究。

各国研究堆运行经验表明,研究堆的运行情况及维修由研究堆的主要部件决定,这些主要部件损坏将影响研究堆的寿命,4922堆池壁、水平孔道和101堆内壳都是不可更换的部件,将它们作为研究对象,来评估两堆寿期。

材料腐蚀是影响两堆使用寿命的因素之一。

本项研究通过堆外模拟水质工况进行材料腐蚀试验研究和腐蚀数据分析,为4922堆、101堆延长使用寿命提供材料腐蚀方面数据。

试验材料包括:4922堆池壁材料LO3纯铝、4922堆水平管道和101堆内壳材料L T21铝合金,以及焊接材料LO3 LO3、L T21 L T21、LO3 L T21。

研究内容包括:(1)评定4922堆池壁材料(LO3)、水平孔道材料(L T21)及焊缝区材料(LO3 LO3、LO3 L T21)在模拟4922堆正常水质工况(50℃,pH=5.5～6.5,c(C l-)<011×10-6,比电阻>600k8・c m)和氯离子超标水质工况(50℃,pH=5.5～6.5,c(C l-)<013×10-6和016×10-6,比电阻320k8・c m)条件下的均匀腐蚀速率和点蚀增长速率;(2)评定101堆内壳材料(L T21合金铝)及其焊缝区材料(L T21 L T21)在模拟101堆正常水质工况(62℃,pH=5.9～6.9,c(C l-)<011×10-6,比电阻500k8・c m)条件下的均匀腐蚀速率和点蚀深度增长速率。

研究得出:(1)4922堆池壁材料、水平孔道材料及其焊缝区材料在模拟4922堆正常水质工况和氯离子超标水质工况中发生均匀腐蚀,没有点蚀发生。

氯离子及焊缝对材料腐蚀深度没有明显影响,材料不发生水线腐蚀。

在4922堆正常水质工况条件下,材料LO3、L T21、LO3 LO3、LO3 L T21的平均腐蚀深度为3191×10-3、3175×10-3、4196×10-3、4116×10-3mm・a-1(全浸);(2)101堆内壳材料及其焊缝区材料在模拟101堆正常水质工况中发生均匀腐蚀,没有点蚀发生,焊缝对材料腐蚀没明显影响。

材料不发生水线腐蚀。

L T21、L T21 L T21,在101堆正常水质工况下平均腐蚀深度为4117×10-3、4159×10-3mm・a-1(全浸);(3)40倍体视显微镜观察和断面金相分析表明上述材料在试验水质工况中发生均匀腐蚀,晶间结构没有发生变化,也不存在微裂纹。

表面生成致密、保护性好的氧化膜。

因此可以认为目前材料腐蚀不会导致反应堆失水事故的发生。

419　不同处理工艺下国产含T i316不锈钢蠕变断裂性能及断口微观分析
董红文　杨继材　王永兰1　任菊艳　蔡洪涛　郑剑平
(1西安交通大学)
奥氏体316不锈钢是钠冷快堆的主要结构材料。

不同处理工艺下的奥氏体316不锈钢在长期高温和应力下,力学性能和微观结构将有明显差异,经固溶处理的316不锈钢还可能有M C型碳化物或新的Ρ相沿晶界析出,使材料变脆。