一、核电站蒸汽发生器传热管的腐蚀与防护（论文文献综述）
王雨[1]（2021）在《基于“两流体+湍流”模型的蒸汽发生器三维热工水力数值模拟》文中研究指明蒸汽发生器作为一回路和二回路的换热枢纽,其流动传热特性对核电站安全与经济运行至关重要。由于其高温高压的工作环境,难以直接探测,不能直观的观察蒸汽发生器内部汽液两相流真实的流动特性;但蒸汽发生器内部汽液两相流的流动特性与寿期内传热管和其他部件的振动、热损、应力腐蚀和凹陷等都有直接关系,从世界范围内核电站的运行经验来看,蒸汽发生器传热管破裂事故是核电厂发生频率较高的事故之一。因此有必要对蒸汽发生器二次侧的流动行为和传热特性进行研究,为机械设计、水化学、材料技术等的研究提供基础信息,以期为蒸汽发生器的结构设计提出优化方案,提高传热效率和安全性。目前,对于蒸汽发生器热工水力学的研究一般分为实验研究和数值模拟。实验研究多为工程性试验,试验中大多采用局部或缩比模型装置来验证工程设计的合理性,由于真实蒸汽发生器体型巨大、传热管数目众多加之高温高压参数,试验中难以获得其内部三维流场和温度场的精确参数,而这些参数对于蒸汽发生器的优化设计是十分重要的。在数值模拟方面,虽然商业CFD软件发展相对成熟,功能也齐全,但其应用于蒸汽发生器的数值模拟因其注重于通用性而缺少专用性,在蒸汽发生器的设计中未能广泛应用。因此,世界上大多数蒸汽发生器专业机构还是致力于专用蒸汽发生器三维热工水力程序的研究与开发。在现有的专用软件开发研究中,对于二次侧汽液两相流的描述大多使用均相流或漂移流模型。近几年为了更精确的描述流场流动行为,已有学者采用了两流体模型分别对汽液两相进行精确描述,但在数值模拟程序中,并未考虑湍流模型,但湍流对流场流动和传热影响不可忽视。另一方面,为提高计算效率,大多数程序采用多孔介质模型,但多孔介质的计算精度还有待进一步提高。此外,上述数值模拟的结果也有待进一步获得实验数据的验证。综上所述,开发基于“两流体+湍流”模型的蒸汽发生器三维数值模拟程序、优化多孔介质计算方法和验证计算方法的有效性等工作已成为未来发展的趋势。本文应用两流体模型对蒸汽发生器二次侧流场进行描述,考虑到二次侧汽液两相流流动复杂,引入了同时考虑液相流动和相间动量交换的三维各向异性代数湍流模型。加入了一、二次侧热量耦合传递模型、流动阻力模型及相间的传质传热和动量交换模型。应用多孔介质模型模拟蒸汽发生器内部复杂结构,提出了能够精确快速计算多孔介质系数的方法:基于传热管和网格位置关系的优化多孔介质计算方法（Modified method based on grid combined with tube geometry,M-GTG）。应用国际水和蒸汽性质协会发布的最新标准（IAPWS-IF97公式）实现对物性参数的实时更新。基于Fortran语言编写程序对蒸汽发生器开展真实建模仿真,开发出蒸汽发生器三维瞬态热工水力数值模拟程序2T-THAP（Thermo-Hydraulic Analysis Program based on Two fluid-Turbulence model）。选取以大亚湾蒸汽发生器为原型的小型缩比可视化实验台架的实验数据对程序进行验证,完成合理性验证后,将其应用于大亚湾核电站蒸汽发生器中,对不同给水方式和不同负荷下的热工水力特性进行分析,将含汽率、一次侧温度、二次侧温度压力及传热系数等关键参数及其分布规律与同类程序的计算结果及蒸汽发生器设计参数进行对比,程序对比结果显示各参数变化趋势一致,计算结果与设计参数符合良好,初步验证了多孔介质模型的有效性及程序的准确性。经分析发现:二次侧汽相速度大于液相速度,两者增长趋势一致,流速在直管段出口达到最大值,进入上方倒锥形环腔后,由于流通面积扩大且受传热管阻碍,流速减小。在直管段,受密度差驱动,流体出现从冷侧向热侧的微小偏转;在弯管段,受结构影响,流体出现从热侧向冷侧旋转流动的趋势。流体横向流动对直管段产生的作用力十分小,流体能量（平均横向流体动能）小于10J/m3,对于弯管段,流体能量在冷侧40°和热侧140°左右最大,且相比之下,冷侧流体能量较大。冷、热两侧含汽率呈不均匀分布,改变给水方式对含汽率分布的影响主要体现在管束入口段,非均匀给水时,壁面温降较快,减少了传热管热疲劳失效的风险。传热管热阻占比最大,约占50%以上。传热管出现结垢会使总传热系数减小,降低传热效率,因此随着蒸汽发生器运行年限增长,结垢和堵管增多,需要优化运行方案保证设计功率输出。
李维鹏[2]（2021）在《Pb-H耦合对690TT合金钝化膜影响的机理研究》文中认为在压水堆核电站蒸汽发生器中,镍基合金传热管由于长期面临着高温、高压、辐照和腐蚀性水介质等严酷的服役环境,容易发生各种环境损伤而影响核电站的安全运行。二回路中发生的铅致应力腐蚀开裂（Lead-induced stress corrosion cracking,PbSCC）现象是传热管损伤的重要方式之一。在二回路中,传热管存在多种来源方式的H,而H会促进金属或者合金的腐蚀和应力腐蚀（stress corrosion cracking,SCC）。因此,H 是否在 PbSCC 过程中扮演着重要角色,是一个非常值得探究的问题。SCC的发生往往是以钝化膜局部发生破裂为前提。因此,研究H在Pb致传热管表面钝化膜退化过程中的作用,对探究PbSCC机理至关重要。本文以成分体系为59Ni-30Cr-10Fe的690TT合金作为研究对象,采用高温高压浸泡实验和电化学实验方法,借助原子力显微镜电流敏感模式（CS-AFM）、扫描开尔文探针显微镜（SKPFM）、飞行时间二次离子质谱（ToF-SIMS）、X射线光电子能谱技术（XPS）、俄歇电子能谱技术（AES）、扫描电子显微镜（SEM）和透射电子显微镜（TEM）等技术手段,并结合基于密度泛函理论的第一性原理计算,系统深入地研究了 Pb-H耦合对690TT合金钝化膜的影响机理,并对Pb和不同表面状态耦合对690TT合金钝化膜影响机理也进行了研究。主要结论如下:（1）痕量Pb导致690TT合金钝化膜退化的机理。研究发现,一方面,表面吸附沉积的Pb（OH）2会促进钝化膜中Cr（OH）3的脱水过程,而抑制Ni（OH）2的脱水过程,但整体上导致钝化膜中保护性较差的氢氧化物含量增加。另一方面,Pb会进入氧化物中,抑制氧空位向外扩散,导致进入钝化膜的氧含量减少,从而抑制钝化膜向内生长。在中性溶液中,这两个机制共同作用,改变了 690TT合金钝化膜的成分结构,从而导致钝化膜电阻率下降两个数量级,晶界碳化物两侧钝化膜的电学抗性也大幅度降低。最终,Pb导致690TT合金钝化膜保护性能严重退化,加速了合金中Ni元素和Fe元素的扩散溶解。研究从原子尺度揭示了 Pb致核电690合金钝化膜劣化机理,为研究PbSCC机理提供了基础,也为核电传热管腐蚀防护和材料设计提供了理论指导。（2）Pb-H耦合对690TT合金钝化膜影响的机理研究。研究发现,Pb和H存在耦合作用,共同抑制O元素进入钝化膜,并提高690TT合金钝化膜中氢氧化物的含量,导致钝化膜保护性能退化,从而促进合金中Fe元素和Ni元素的向外扩散溶解。在碱性溶液中,大量溶解的Fe元素和Ni元素容易形成氢氧化物并吸附沉积在钝化膜表面,导致Pb、H和Pb-H样品表面形成双层p型半导体结构钝化膜;双层p型半导体界面的空间电荷区会增加钝化膜中电子转移势垒,从而导致钝化膜的电阻率增加;然而,由于钝化膜中氢氧化物的增加,Pb、H和Pb-H样品钝化膜对基体的保护能力依然变差。此外,Pb、H和Pb-H耦合还降低了基体与第二相界面处钝化膜的电学抗性,导致690TT合金在基体/第二相界面处对腐蚀更敏感。进一步结合微观局部分析方法发现,与单一Pb条件相比,Pb-H耦合降低了基体钝化膜表面腐蚀趋势,导致690TT合金钝化膜最容易被腐蚀的位置由晶界碳化物/基体界面向TiN与其核心界面转变,这为解释690TT合金PbSCC现象有时呈IG型,有时呈TG型提供了新思路。（3）通过不同表面处理方法获取不同程度的冷加工变形层,利用表面表征技术研究了 Pb致不同表面状态690TT合金钝化膜退化机理。研究表明,由于表面存在冷加工变形层,Pb导致研磨样品和机械抛光处理（MP）样品钝化膜电阻率分别降低了一个和两个数量级;而电解抛光（EP）样品表面几乎没有冷加工变形,Pb导致电解抛光（EP）样品钝化膜电阻率仅降低了 3倍。因此,Pb和表面冷加工变形层共同作用,会导致690TT合金钝化膜保护性能退化更严重,合金中Ni元素和Fe元素的扩散溶解速率更快。研究从电子传输角度揭示了 Pb和表面冷加工变形存在耦合作用,两者耦合导致690TT合金钝化膜保护性能退化,这为制定控制PbSCC措施和操作规范提供了理论依据。
王新宇[3]（2021）在《核电690TT合金划伤表面的腐蚀和应力腐蚀研究》文中提出蒸汽发生器传热（SG）管是压水堆核电站（PWR）一、二回路的重要屏障,SG管的内、外表面分别在两种不同的高温、高压介质环境下工作。在二回路部分区域,一些金属离子和化学杂质的浓度可以浓缩到极高水平,导致局部环境的pH值范围可以从酸性到碱性,形成不同类型的应力腐蚀（SCC）失效。SCC行为不仅与局部复杂的溶液环境有关,而且与异常的表面缺陷（例如划痕）有关。带有划痕缺陷的SG管的使用寿命比设计寿命要短得多,这表明由划痕引起的SG管的退化失效已成为核电站的重要安全隐患之一。本文利用先进的聚焦离子束制样技术和扫描电子显微镜、透射电子显微镜等表征分析技术,系统全面的表征了国产690TT传热管在高温苛性碱溶液中的氧化产物,提出了预变形690TT合金在苛性碱溶液中的腐蚀机理和模型;通过对690TT合金在高温苛性碱溶液中的应力腐蚀裂纹尖端的氧化产物和应变分布的研究,提出了 690TT合金在冷变形与晶间碳化物耦合影响下的应力腐蚀开裂模型;同时研究了传热管表面划伤尺寸对690TT合金腐蚀和应力腐蚀行为的定量影响,并建立了苛性碱溶液环境中划伤表面的腐蚀速率动力学方程;另外,本文还在模拟一回路溶液的硼锂水环境中研究了 690TT合金划伤表面底部的蠕变孔洞分布和蠕变诱发SCC行为。得到的主要结论如下:（1）高温苛性碱溶液中690TT合金的氧化膜由表面氧化层、内氧化层以及一些沿晶界或形变带向内延伸的优先氧化通道组成。表面氧化层为具有半共格关系的外侧富Ni和内侧富Fe的双层结构,其中半共格的条带状NiO和富Ni尖晶石氧化物交替分布在外侧富Ni层中,而内侧富Fe层则由尖晶石颗粒组成。内氧化层从外到内依次为大尺寸的NiO颗粒,NiO、金属Ni和富Cr尖晶石组成的纳米晶混合过渡层以及最内侧纳米级的Cr2O3。在氧化膜与基体交界处,还可以发现一些优先的氧化通道分别沿着晶界和形变带向内延伸。（2）高温苛性碱溶液中的SCC裂纹沿晶界上的氧化区扩展。裂纹壁上的氧化区由NiO,Ni,尖晶石和Cr2O3等氧化物混合组成,且Cr2O3主要分布在氧化区/基体界面附近。在晶间碳化物和局部变形区（LDZ）对溶解氧的竞争作用下,裂纹尖端之前的氧化区会分裂成枝状氧化物并绕开裂尖前端晶间碳化物向前扩展,然后重新在无晶间碳化物的晶界部分合并,最后将晶间碳化物包裹并长大为结节状氧化区,最终沿裂纹形成了半连续的结节状分布模式。（3）由于划伤过程和拉应力形成的高应变区的影响,690TT合金划伤表面上内氧化层的加速生长从而加剧了该区域的腐蚀行为。首先,划伤床不同位置的内氧化层的厚度分布可近似由高斯函数表示,随着划痕深度（d）与划痕尖端半径（ρ）之比（α）的增加,划痕尖端内氧化层的厚度呈线性增加。其次,划伤床不同位置的表面氧化层厚度呈线性分布,与α值无关。最后,只有当α值增加到某个临界阈值（本工作中大约为5.5）时,才会发生划伤表面的SCC行为,并且通常位于划痕尖端的附近。另外,由于在SCC开裂过程中在裂纹张口附近形成的低应力区,裂纹张口附近的表面氧化物变得稀疏并且相应区域的内氧化层会变薄。（4）在外加载荷作用下,690TT合金的晶间碳化物与基体界面上的应力集中区域会形成蠕变孔洞。蠕变孔洞分布密度与应变程度相关,随着应变梯度的升高,孔洞密度也越大,因此划伤690TT合金的孔洞分布主要分布在划痕底部的高应变区。在划痕底部的高应变区内,孔洞主要分布在与外加载荷方向接近的晶界上,而随着应变梯度的降低,这种定向分布的规律越不明显。沿晶界呈半连续线状分布的晶间碳化物附近更易形成蠕变孔洞,而局部以蜂窝状聚集分布的碳化物可能不利于蠕变孔洞的形成。另一方面,蠕变孔洞的形成会促进SCC裂纹的萌生和扩展。首先,蠕变孔洞容易作为裂纹胚而促进裂纹的萌生;其次,孔洞的形成会削弱晶界的结合力,从而加速裂纹沿晶界扩展。在划痕底部的高应变区内,受蠕变孔洞分布特征的影响,SCC裂纹主要沿接近外加载荷方向的晶界扩展。
卢权[4]（2021）在《核电结构材料的硼酸腐蚀与铅致应力腐蚀行为研究》文中认为低合金高强钢、不锈钢、镍合金和铁镍基合金是压水堆核电站的主要结构材料,这些材料的腐蚀失效问题,对核电运行的安全性与经济性会造成严重挑战。低合金高强钢的硼酸腐蚀是压水堆核电站一回路常见的腐蚀形态,不锈钢、铁镍基合金和镍合金的铅致应力腐蚀是对蒸汽发生器威胁极大的局部腐蚀。因此,深入研究低合金高强钢的硼酸腐蚀和不锈钢、镍合金的铅致应力腐蚀对于深刻理解腐蚀发生的机理,防止这些腐蚀的发生,保证核电站的安全经济运行具有重要的理论意义和应用价值。论文综述了核电站硼酸腐蚀和铅致应力腐蚀的研究现状,总结了反应堆一回路系统硼酸腐蚀发生的情景和影响硼酸腐蚀的主要因素和不锈钢、镍合金铅致应力腐蚀机理的研究现状。论文系统研究了A508-3低合金高强钢在模拟压水堆一回路冷却剂中的硼酸腐蚀行为,研究显示,在此浓缩溶液中,A508-3低合金高强钢的腐蚀速度会随溶液浓度的提升而随之增加;而随温度的增高,腐蚀速度先升高,后降低,在90℃时腐蚀速度最快;A508-3低合金高强钢的硼酸腐蚀反应的阴、阳极反应传递系数α和β接近相等,与其在去离子水中的α和β明显不同,表明A508-3低合金高强钢的腐蚀反应在去离子水中和在模拟一回路冷却剂中的反应机理不同;A508-3低合金高强钢在模拟一回路冷却剂中50℃下腐蚀产生的表面膜比170℃下腐蚀产生的表面膜更致密。论文系统研究了不同浓度硼酸溶液中304L不锈钢开路电位变化和表面生成物的成分和形貌,研究表明,在50℃下,硼酸浓度越高,开路电位越高;与A508-3低合金高强钢相比,304L不锈钢开路电位受硼酸浓度变化的影响更大;185℃下304L不锈钢在不同浓度的溶液中浸泡7天后生产的腐蚀产物主要为铁的化合物,腐蚀产物中氧元素的含量随硼酸浓度增大而降低。论文研究了由A508-3低合金高强钢和304L不锈钢组成的电偶对在模拟压水堆一回路冷却剂及其浓缩溶液中的电偶腐蚀行为,研究发现,在电偶腐蚀中,随溶液浓度增大或温度升高,电偶对中的A508-3低合金高强钢阳极的腐蚀速度增大;电偶对中的阴阳极面积比对电偶电压和电偶电流的影响不显着,表明A508-3低合金高强钢和304L不锈钢构成的电偶对模拟一回路冷却剂中的电偶腐蚀中,阴极过程是速度控制过程。A508-3低合金高强钢和304L不锈钢构成的电偶对在90℃含硼1200-2400ppm的模拟一回路冷却剂和去离子水中生成的腐蚀产物主要成分为Fe3O4,在含硼6000ppm的模拟一回路冷却剂中生成的腐蚀产物主要成分为FeOOH。论文研究了微量铅离子对304L不锈钢在模拟的高温高压水中腐蚀行为的影响,研究发现,微量铅的加入使304L不锈钢在高温水中生成的氧化膜的厚度增加,腐蚀速度加快;与不加入铅相比,在加入微量铅的高温水中生成不锈钢表面氧化膜中,Fe和Ni的含量降低;在加入微量铅的高温水中生成不锈钢表面氧化膜中,Fe2p、Cr2p和O1s的电子结合能降低。这是微量铅的加入使304L在高温水中腐蚀速度增加的原因,也是铅导致不锈钢、镍合金应力腐蚀的根本原因。论文研究成果揭示了 A508-3低合金高强钢在模拟压水堆一回路冷却剂及其浓缩溶液中的硼酸腐蚀反应的机理和电偶腐蚀机理;从铅对氧化膜中金属元素电子结合能的影响角度阐释了铅致不锈钢、镍合金应力腐蚀的根本原因,加深了对铅致应力腐蚀机理的理解。
徐文东[5]（2020）在《镍基800合金腐蚀电化学性能和影响因素研究》文中提出镍基800合金中Cr元素及Ni元素含量较高,因此使其具有优良的抗高温腐蚀能力,在工业中常用来制造需在严苛环境下服役的设备,尤其是在核电装置中,可以作为传热管的材料之一。传热管的腐蚀环境比较复杂,主要是不同酸碱环境下多种侵蚀性离子（主要为Cl-、SO42-和S2O32-）共存的一、二回路水。因此研究800合金在不同腐蚀介质中的耐蚀性变化规律和钝化膜形成与破裂机理具有重要的理论意义与应用价值。本论文将动电位极化曲线、电化学阻抗谱（EIS）和Mott-Schottky法等电化学研究方法与实时、原位局部电化学测量技术-扫描电化学显微镜（SECM）相结合,深入研究侵蚀性离子（种类、浓度、占比等）、浸泡时间、溶液pH值等因素,对800合金的腐蚀电化学行为以及钝化膜半导体特性的影响,探究合金表面局部电化学活性变化与钝化膜钝性及破坏之间的联系,进一步探究腐蚀机理,研究结果为800合金在核电等苛刻环境中的实际应用提供有参考价值的理论及实验依据。本论文主要工作如下:1、镍基800合金在侵蚀性溶液中的电化学特性研究在含有Cl-或SO42-的侵蚀性离子溶液中,改变侵蚀性离子浓度、浸泡时间及溶液pH值并分别对800合金进行动电位极化曲线、电化学阻抗谱（EIS）以及Mott-Schottky曲线测试,探究不同因素对合金腐蚀电位、腐蚀电流等腐蚀特性的影响,讨论合金表面钝化膜的形成与破裂机理。结果表明,800合金在不同浓度的SO42-、Cl-溶液中均有明显的钝化行为,所生成的钝化膜半导体特性也均呈n-p型,通过比较得知,酸性Cl-环境对800合金的侵蚀更为严重。2、混合性侵蚀离子对镍基800合金腐蚀电化学行为的影响利用电化学阻抗谱、动电位极化曲线以及Mott-Schottky曲线等实验技术,探究了在含两种（Cl-、SO42-）和三种（Cl-、SO42-和S2O32-）侵蚀性离子混和溶液中800合金的腐蚀电化学行为、钝化膜的半导体特性及腐蚀反应机制与侵蚀性离子占比之间的相关性。研究表明,在Cl-和SO42-混合溶液中,Cl-所占比例越高,合金耐蚀性越低;在有S2O32-存在的SO42-、Cl-混合溶液中,随S2O32-浓度增加,钝化膜的半导体特性有从n-p型向n型转变的趋势。3、镍基800合金腐蚀特征的原位电化学扫描探针研究（1）采用循环伏安曲线（CV）检测Pt微探针的性能,确定测试过程中的工作电位。氧化还原中介体选用FcMeOH,采用SECM的电流反馈模式原位研究了在含Cl-、SO42-的溶液中,试样表面法拉第电流在改变离子浓度、浸泡时间、溶液pH值等因素时的变化规律,通过分析探针三维面扫描图像讨论钝化膜形成-破裂过程及机理。研究发现,在酸性溶液中随浸泡时间的增长,合金表面钝化膜会被击穿,而在中性及碱性溶液中,合金表面钝化膜性质较稳定。（2）在 NaCl、Na2SO4、Na2S203混和溶液中,固定NaCl、Na2S04 的浓度,通过原位电化学扫描探针技术（SECM）,研究了 S2032-浓度对合金表面电化学活性的影响。结果表明,微量的S2032-不影响合金的自钝化现象发生,但随着S2O32-浓度的增加,合金表面钝化膜的溶解速度加快,发生点蚀现象。
马中良[6]（2019）在《蒸汽发生器用690合金传热管的腐蚀和防护机理研究》文中指出阐述了核电站蒸汽发生器用690合金传热管的防腐蚀机理、腐蚀产生的主要影响因素,提出了主要的腐蚀防护控制措施,以确保传热管表面的清洁度、光洁度、完整性和致密性,避免传热管表面氧化膜的破坏,减少腐蚀的发生几率,进而确保蒸汽发生器的安全和高效运行。
张盼盼[7]（2019）在《新型奥氏体耐热合金应力松弛及时效作用研究》文中研究说明蒸汽发生器传热管是核电装备中的关键部件,近年来由于传热管服役温度的提升,对其服役性能的要求也越来越高,因此本课题组基于此自主设计研发一种新型性能优良的传热管显得尤为重要。本课题组以传统Incoloy-800H合金成分为基础,通过合金成分设计优化,加入适量Al、Nb和Mo等微量合金元素,研发出具有自主知识产权的高性能传热管用材CHDG-B合金。本研究团队前期已对该新型CHDG-B合金的抗氧化性能行了系统研究,而对于合金在服役温度下的组织演变和析出行为还了解甚少,因此本文以含C量分别为0.079的CHDG-B07合金（简称B07）和0.095的CHDG-B07A合金（简称B07A）为研究对象,通过应变诱导析出和高温时效实验,揭示了不同含C量下两种合金的析出物和组织演变规律,为核电装备用新材料的设计、应用提供科学理论依据。通过应力松弛研究了B07和B07A合金在650°C-800°C的应变诱导析出行为,结果表明:两种材料形变后的晶粒尺寸分别为200μm和150μm左右,晶内存在少量孪晶组织。晶界发生弯曲,并呈“锯齿形”和“工字形”等形状。通过对两种合金的应力松弛曲线和“C”曲线的分析,得出应力松弛曲线中存在明显的析出“平台”,“C”曲线的“鼻温”在750°C左右,孕育期在30 s左右。应力松弛试验过程中,在两合金基体中由于应变诱发析出大量纳米级NbC,在700°C及以上温度析出Laves-Fe2Nb相,其尺寸明显大于NbC,两合金中析出一定数量的B2-NiAl相。对B07和B07A合金在650°C和750°C的高温时效析出行为进行了研究。结果表明:两合金的晶粒尺寸随时效时间的增加基本保持不变,奥氏体晶界和晶内均有富Cr的M23C6析出,随时效时间的增加M23C6沿晶界呈链状分布,晶粒不断粗化。B07合金中析出少量的δ/σ相,降低了合金的塑性和韧性。B07合金在750°C时效1000 h,析出微米级B2-NiAl相,而B07A合金在750°C时效100 h析出B2-NiAl相。时效过程中两合金析出纳米级沉淀相NbC、Laves-Fe2Nb以及B2-NiAl相。由于NbC、Laves-Fe2Nb都含有Nb所以析出过程中存在竞争。两合金时效过程中析出的三种纳米级析出相,均增强了合金的高温强度。B07A合金中析出大量微米级NbC并且由于B2-NiAl相较早析出,导致基体中Nb和Al含量降低,后续析出的纳米级强化相NbC和B2-NiAl数量减少,减弱了沉淀强化作用。所以建议适量降低B07A合金中的C含量,这样有利于合金在工作温度长期安全服役。
陈俊峰[8]（2019）在《Inconel 690传热管疲劳断裂性能研究》文中指出蒸汽发生器传热管是核电站一回路压力边界的重要组成部分,其结构完整性对核电站安全运行至关重要。目前,蒸汽发生器传热管广泛采用Inconel 690合金和Incoloy 800合金,对于这些合金在材料疲劳断裂性能和耐腐蚀性能等方面已经得到了大量深入研究,但对于成型后传热管结构的疲劳断裂性能研究相对较少。因此,开展相应的研究对690传热管疲劳设计和结构完整性评估具有重要的理论价值和工程意义。本文针对传热管结构的疲劳断裂性能,设计了2种690合金缺口管试样,进行了缺口构件疲劳寿命试验和疲劳裂纹扩展试验,主要研究内容和结论如下:（1）若直接采用薄壁管进行疲劳试验,试样夹持位置会因应力集中较大而发生裂纹萌生,无法获取有效的疲劳寿命。因此,采用开孔削弱的方法确保裂纹萌生位置,设计了透壁圆孔缺口管试样。使用该试样进行了疲劳寿命试验,在循环加载的初始阶段,材料存在一个明显的循环硬化现象。疲劳断口形貌分析显示,疲劳裂纹在开孔边缘位置启裂,先穿透壁厚再沿环向扩展。采用Neuber近似解法计算圆孔缺口的局部应力应变,预测了管结构的等效疲劳寿命,疲劳寿命试验结果与预测值吻合的比较好。说明缺口管试样可以得到有效的疲劳寿命数据,同时也表明采用局部应力应变法估算管结构等效疲劳寿命的方法是切实可行的。690传热管等效疲劳寿命高于奥氏体不锈钢和镍基合金疲劳寿命曲线,该国产Inconel 690传热管具有较好的疲劳性能。（2）疲劳裂纹扩展试验需要计算试样裂纹应力强度因子,通过比较不同透壁裂纹圆筒应力强度因子公式解的几何形状系数,只有在短裂纹（θ/π≤0.3）和厚壁圆筒（Rm/t≤10）的情况下各公式之间的偏差才可以忽略不计。因此,本文采用有限元方法计算试样的应力强度因子（SIF）。建立不同裂纹长度的模型,计算了单向拉伸载荷下含环向透壁裂纹管的SIF。模拟得到的SIF与部分公式解吻合得很好,验证了有限元模型以及边界条件的正确性。拟合得到了传热管试样SIF的几何形状系数多项式和裂纹长度关于裂嘴张口位移柔度的多项式。（3）使用环向透壁裂纹管试样进行了疲劳裂纹扩展试验,试验载荷位移关系与有限元模拟结果比较吻合,验证了模拟得到的6阶拟合多项式的正确性。根据有限元分析拟合得到的多项式计算了不同应力比R和平均应力条件下的裂纹扩展速率（CGR）。相同的最大名义应力条件下,应力比越大690传热管试样CGR越小;相同的应力比条件下,平均应力越大690传热管试样CGR越大。使用690合金ANL叠加模型预测了相同条件下厚壁试样的CGR,经过与管试样试验值的比较,数据点均落在等值线的下方。说明薄壁管试样的裂纹扩展速率更低,试验采用的Inconel 690传热管具有较好的抗疲劳裂纹扩展性能。基于有限元模拟和试验研究本文获得了Inconel 690传热管结构缺口疲劳寿命,验证了采用局部应力应变法估算管结构等效疲劳寿命的可行性。利用有限元分析拟合的裂纹应力强度因子几何形状系数多项式和裂纹长度预测公式,获得了690传热管试样的裂纹扩展速率,分析了不同应力比和平均应力对690传热管CGR的影响。该研究对690传热管的工程应用和结构完整性评估具有较高的价值。
高明华,韩玉刚,雷水雄,姚家艳[9]（2019）在《核电厂蒸汽发生器运行维护的措施》文中研究指明蒸汽发生器是核电站的重要设备之一,通过对蒸汽发生器运行性能、结构特性降解表现形式以及影响因素的分析,结合国内外核电领域的研究成果和运行经验,描述了在役蒸汽发生器在功率运行期间水化学管理,换料大修停用期间二次侧泥渣冲洗、内部构件检查、保养等方面需采取的维护措施;进行蒸汽发生器结构完整性评估,以降低蒸汽发生器传热管破损风险,保障蒸汽发生器结构的完整性。
王孝宇[10]（2018）在《论合金690在压水堆蒸汽发生器二次侧的铅致应力腐蚀》文中指出合金690抗腐蚀性能优异,但对铅致应力腐蚀较为敏感。作为被广泛应用的压水堆蒸汽发生器传热管材料,合金690的铅致应力腐蚀对核电站安全运行提出了挑战。通过详细介绍铅致应力腐蚀的机理及影响因素,包括铅的浓度、水溶液的pH值、铅的离析作用和化学形式,总结了合金690发生铅致应力腐蚀的特征。分析了合金690在核电站运行中发生铅致应力腐蚀的条件,重点阐述了铅致应力腐蚀的预防措施,并根据核电站当前的运行经验提出了化学控制方面的建议,对压水堆蒸汽发生器铅致应力腐蚀的防护具有实际的参考意义。
二、核电站蒸汽发生器传热管的腐蚀与防护（论文开题报告）
（1）论文研究背景及目的
此处内容要求：
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景，再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题，并提出你的论文准备的观点或解决方法。
写法范例：
本文主要提出一款精简64位RISC处理器存储管理单元结构并详细分析其设计过程。在该MMU结构中,TLB采用叁个分离的TLB,TLB采用基于内容查找的相联存储器并行查找,支持粗粒度为64KB和细粒度为4KB两种页面大小,采用多级分层页表结构映射地址空间,并详细论述了四级页表转换过程,TLB结构组织等。该MMU结构将作为该处理器存储系统实现的一个重要组成部分。
（2）本文研究方法
调查法：该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法：用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法：通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法：通过调查文献来获得资料，从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法：依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法：对研究对象进行“质”的方面的研究，这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法：通过具体的数字，使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法：运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法：这是社会科学用来分析社会现象的一种方法，从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法：通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
三、核电站蒸汽发生器传热管的腐蚀与防护（论文提纲范文）
（1）基于“两流体+湍流”模型的蒸汽发生器三维热工水力数值模拟（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 主要符号表 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究的目的和意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 实验研究现状 |
| 1.2.2 数值研究现状 |
| 1.2.3 研究现状小结 |
| 1.3 主要研究内容 |
| 第2章 理论与方法 |
| 2.1 蒸汽发生器两流体计算模型 |
| 2.2 一、二次侧热量传递 |
| 2.2.1 一、二次侧耦合换热 |
| 2.2.2 传热热阻计算 |
| 2.3 流动压降计算 |
| 2.4 湍流模型 |
| 2.4.1 选择湍流模型依据 |
| 2.4.2 Van Der Welle湍流模型 |
| 2.5 两相相变模型 |
| 2.5.1 汽泡热力学 |
| 2.5.2 汽泡动力学 |
| 2.5.3 两相界面传递特性 |
| 2.6 本章小结 |
| 第3章 数值方法及程序开发 |
| 3.1 数值离散方法 |
| 3.1.1 控制方程离散 |
| 3.1.2 速度压力修正 |
| 3.1.3 边界条件 |
| 3.2 多孔介质计算方法及验证 |
| 3.2.1 多孔介质参数计算 |
| 3.2.2 计算方法流程 |
| 3.2.3 方法验证 |
| 3.3 水和蒸汽物性参数计算方法及验证 |
| 3.3.1 计算理论模型 |
| 3.3.2 热力学物性参数计算 |
| 3.3.3 热迁移物性参数计算 |
| 3.3.4 程序结构 |
| 3.3.5 程序验证 |
| 3.4 程序编制 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 程序验证 |
| 4.1 实验简介及主要参数 |
| 4.2 对实验建模与分析 |
| 4.2.1 对比计算模型 |
| 4.2.2 对比结果及讨论 |
| 4.3 本章小结 |
| 第5章 程序应用 |
| 5.1 蒸汽发生器主要技术参数 |
| 5.2 程序计算模型 |
| 5.2.1 计算模型及控制体 |
| 5.2.2 边界条件与换热面积 |
| 5.3 计算结果及分析 |
| 5.3.1 满负荷下计算结果分析 |
| 5.3.2 不同工况下计算结果分析 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 总结 |
| 6.1 研究结论 |
| 6.2 创新点 |
| 6.3 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读博士学位期间发表的论文及其它成果 |
| 攻读博士学位期间参加的科研工作 |
| 致谢 |
| 作者简介 |
（2）Pb-H耦合对690TT合金钝化膜影响的机理研究（论文提纲范文）
| 致谢 |
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 引言 |
| 2 文献综述 |
| 2.1 商用核电传热管 |
| 2.1.1 商用核电传热管的发展历程 |
| 2.1.2 商用核电690TT合金微观组织 |
| 2.2 商用核电传热管PbSCC问题 |
| 2.2.1 商用核电传热管PbSCC研究现状 |
| 2.2.2 H对商用核电传热管SCC影响研究现状 |
| 2.3 Pb和H对镍基合金钝化膜影响研究 |
| 2.3.1 Pb对镍基合金钝化膜影响研究 |
| 2.3.2 H对镍基合金钝化膜影响研究 |
| 2.4 金属钝化膜 |
| 2.4.1 金属钝化膜微观生长机理 |
| 2.4.2 金属钝化膜生长理论 |
| 2.4.3 钝化膜点缺陷模型 |
| 2.5 论文研究目的及意义 |
| 2.6 论文的研究内容 |
| 3 研究方法 |
| 3.1 实验测试方法 |
| 3.1.1 电化学实验 |
| 3.1.2 模拟二回路水环境静态浸泡实验 |
| 3.2 实验表征方法 |
| 3.2.1 原子力显微镜 |
| 3.2.2 扫描电子显微镜 |
| 3.2.3 X射线光电子能谱技术 |
| 3.2.4 俄歇电子能谱技术 |
| 3.2.5 飞行时间二次离子质谱仪 |
| 3.2.6 透射电子显微镜 |
| 3.3 基于密度泛函理论的第一性原理计算简介 |
| 4 Pb致690TT合金钝化膜退化机理研究 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 实验方法 |
| 4.2.1 实验材料 |
| 4.2.2 高温高压浸泡实验 |
| 4.2.3 钝化膜表征 |
| 4.2.4 基于密度泛函理论的第一性原理计算 |
| 4.3 实验结果 |
| 4.3.1 钝化膜表面形貌表征 |
| 4.3.2 钝化膜成分结构表征 |
| 4.3.3 钝化膜电学性能表征 |
| 4.3.4 第一性原理计算结果 |
| 4.4 讨论 |
| 4.4.1 Pb对690TT合金钝化膜成分结构的影响 |
| 4.4.2 Pb对690TT合金钝化膜电学性能的影响 |
| 4.5 小结 |
| 5 Pb-H耦合对690TT合金钝化膜影响的机理研究 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 实验方法 |
| 5.2.1 实验材料 |
| 5.2.2 电化学实验 |
| 5.2.3 钝化膜表征 |
| 5.2.4 基于密度泛函理论的第一性原理计算 |
| 5.3 实验结果 |
| 5.3.1 电化学行为特征 |
| 5.3.2 钝化膜电学性能表征 |
| 5.3.3 钝化膜成分结构表征 |
| 5.3.4 第一性原理计算结果 |
| 5.4 讨论 |
| 5.4.1 Pb-H耦合对690TT合金钝化膜生长的影响 |
| 5.4.2 Pb-H耦合对690TT合金钝化膜电学性能的影响 |
| 5.4.3 Pb-H耦合对690TT合金局部腐蚀的影响 |
| 5.4.4 Pb-H耦合对690TT合金SCC的影响 |
| 5.5 小结 |
| 6 Pb致不同表面状态690TT合金钝化膜退化机理研究 |
| 6.1 引言 |
| 6.2 实验方法 |
| 6.2.1 实验材料 |
| 6.2.2 高温高压浸泡实验 |
| 6.2.3 钝化膜表征 |
| 6.3 实验结果 |
| 6.3.1 钝化膜成分结构表征 |
| 6.3.2 钝化膜电学性能表征 |
| 6.4 讨论 |
| 6.4.1 Pb对不同表面状态690TT合金钝化膜成分结构的影响 |
| 6.4.2 Pb对不同表面状态690TT合金钝化膜电学性能的影响 |
| 6.5 小结 |
| 7 结论 |
| 8 创新点 |
| 参考文献 |
| 作者简历及在学研究成果 |
| 学位论文数据集 |
（3）核电690TT合金划伤表面的腐蚀和应力腐蚀研究（论文提纲范文）
| 致谢 |
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 引言 |
| 1.1 核能的发展现状简介 |
| 1.2 蒸汽发生器传热管发展与使用现状 |
| 2 文献综述 |
| 2.1 应力腐蚀基础理论 |
| 2.1.1 应力腐蚀开裂的基本概念 |
| 2.1.2 应力腐蚀开裂的基本过程 |
| 2.1.3 应力腐蚀开裂的基本原理 |
| 2.1.4 应力腐蚀开裂的影响因素 |
| 2.2 蒸汽发生器传热管的应力腐蚀研究现状 |
| 2.2.1 材料因素对SG管应力腐蚀开裂的影响 |
| 2.2.2 介质环境对SG管应力腐蚀开裂的影响 |
| 2.2.3 力学因素对SG管应力腐蚀开裂的影响 |
| 2.3 研究目的、内容及创新点 |
| 2.3.1 研究目的和内容 |
| 2.3.2 主要创新点 |
| 3 研究方案 |
| 3.1 实验原料 |
| 3.2 试样设计与试验设备 |
| 3.2.1 反U弯试样 |
| 3.2.2 预制划痕方法 |
| 3.2.3 试验设备 |
| 3.3 试验方法和研究思路 |
| 3.3.1 预变形690TT合金在高温苛性碱溶液中腐蚀行为 |
| 3.3.2 690TT合金划伤表面在高温苛性碱溶液中的SCC行为 |
| 3.3.3 划伤尺寸对690TT合金在高温苛性碱溶液中腐蚀和SCC行为的影响 |
| 3.3.4 690TT合金划伤表面在高温硼锂水中的蠕变诱发应力腐蚀行为 |
| 3.4 测试方法和表征技术 |
| 3.4.1 原始组织观察 |
| 3.4.2 纳米硬度测试 |
| 3.4.3 划痕表面轮廓观察 |
| 3.4.4 EBSD测试 |
| 3.4.5 SEM测试 |
| 3.4.6 TEM测试 |
| 4 预变形690TT合金在高温苛性碱溶液中的腐蚀行为 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 试验结果 |
| 4.2.1 氧化膜形貌 |
| 4.2.2 优先氧化通道 |
| 4.3 分析与讨论 |
| 4.3.1 表面氧化层 |
| 4.3.2 内氧化层 |
| 4.3.3 优先氧化通道 |
| 4.4 本章小结 |
| 5 690TT合金划伤表面在高温苛性碱溶液中的SCC行为 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 实验结果 |
| 5.2.1 SCC裂纹形貌 |
| 5.2.2 裂纹尖端的氧化行为 |
| 5.2.3 裂纹尖端的应变分布 |
| 5.3 分析与讨论 |
| 5.3.1 裂纹尖端的氧化行为 |
| 5.3.2 碳化物的影响 |
| 5.3.3 力学因素的影响 |
| 5.3.4 SCC裂纹尖端的的生长机制 |
| 5.4 本章小结 |
| 6 划伤尺寸对690TT合金在高温苛性碱溶液中腐蚀和SCC行为的影响 |
| 6.1 引言 |
| 6.2 试验结果 |
| 6.2.1 不同尺寸划痕的机械损伤和力学特征 |
| 6.2.2 不同尺寸划痕的腐蚀与应力腐蚀行为 |
| 6.3 分析与讨论 |
| 6.3.1 划伤尺寸对力学特征的影响 |
| 6.3.2 划伤尺寸对腐蚀和应力腐蚀行为的影响 |
| 6.4 本章小结 |
| 7 690TT合金划伤表面在高温硼锂水中的蠕变诱发应力腐蚀行为 |
| 7.1 引言 |
| 7.2 试验结果 |
| 7.2.1 原始划痕的截面形貌 |
| 7.2.2 划痕表面的氧化行为 |
| 7.2.3 划痕截面的氧化和SCC行为 |
| 7.3 分析与讨论 |
| 7.3.1 蠕变孔洞的形成机制 |
| 7.3.2 蠕变孔洞作用下的应力腐蚀开裂 |
| 7.4 本章小结 |
| 8 主要结论和工作展望 |
| 8.1 主要结论 |
| 8.2 工作展望 |
| 参考文献 |
| 附录A 化学镀镍方法 |
| 附录B 有限元计算 |
| 作者简历及在学研究成果 |
| 学位论文数据集 |
（4）核电结构材料的硼酸腐蚀与铅致应力腐蚀行为研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 硼酸腐蚀研究现状 |
| 1.2.1 硼酸在核电站中的作用 |
| 1.2.2 核电站硼酸腐蚀 |
| 1.2.3 硼酸腐蚀影响因素 |
| 1.2.4 国外硼酸腐蚀事故分析 |
| 1.2.5 国内硼酸腐蚀事故分析 |
| 1.3 镍合金铅致应力腐蚀研究现状 |
| 1.4 课题研究的目的、意义和内容 |
| 1.4.1 课题研究的目的和意义 |
| 1.4.2 课题研究的内容 |
| 第2章 研究方法 |
| 2.1 实验材料 |
| 2.2 实验试剂与设备 |
| 2.2.1 实验试剂和仪器 |
| 2.2.2 实验所用溶液的配置 |
| 2.2.3 电化学试样制备 |
| 2.2.4 电化学测试系统 |
| 2.3 电化学测试方法 |
| 2.3.1 开路电位 |
| 2.3.2 动电位极化曲线 |
| 2.3.3 交流阻抗法 |
| 2.3.4 失重法 |
| 2.4 电偶腐蚀速度的测量 |
| 2.5 表面膜表面形貌、元素成分及晶体结构分析 |
| 第3章 低合金钢在硼酸环境中的腐蚀行为研究 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 实验部分 |
| 3.2.1 实验的前期准备 |
| 3.2.2 实验溶液 |
| 3.2.3 电化学实验 |
| 3.3 实验结果与讨论 |
| 3.3.1 腐蚀失重实验 |
| 3.3.2 开路电位 |
| 3.3.3 动电位扫描 |
| 3.3.4 交流阻抗 |
| 3.3.5 SEM及EDS |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 不锈钢在硼酸环境中的腐蚀行为研究 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 实验部分 |
| 4.3 电化学实验结果与分析 |
| 4.3.1 开路电位 |
| 4.3.2 极化曲线 |
| 4.4 形貌及成分分析 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 低合金钢/不锈钢电偶对在硼酸环境中的电偶腐蚀行为研究 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 实验部分 |
| 5.3 电偶腐蚀实验结果与分析 |
| 5.3.1 腐蚀失重分析 |
| 5.3.2 阴阳面积比对电偶腐蚀的影响 |
| 5.4 成分分析 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 高温水中微量铅对不锈钢和铁镍基合金氧化行为的影响 |
| 6.1 试验意义 |
| 6.2 实验方法 |
| 6.3 实验结果 |
| 6.3.1 氧化膜形貌观察 |
| 6.3.2 氧化膜的成分分析 |
| 6.4 分析讨论 |
| 6.5 本章小结 |
| 第7章 总结与展望 |
| 7.1 总结 |
| 7.2 创造性成果 |
| 7.3 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读博士学位期间发表的论文及其它成果 |
| 攻读博士学位期间参加的科研工作 |
| 致谢 |
| 作者简介 |
（5）镍基800合金腐蚀电化学性能和影响因素研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 缩写与符号说明 |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 镍基合金材料在压水堆核电站中的应用 |
| 1.1.1 压水堆核电站工作原理 |
| 1.1.2 压水堆核电站蒸汽发生器传热管材料的发展 |
| 1.2 镍基合金耐蚀性及钝化膜性能研究 |
| 1.2.1 影响镍基合金钝化膜耐蚀性的合金元素 |
| 1.2.2 研究合金耐蚀性的传统电化学方法 |
| 1.2.2.1 动电位极化曲线与电化学阻抗谱 |
| 1.2.2.2 Mott-Schottky曲线 |
| 1.3 扫描电化学显微镜在金属腐蚀研究领域中的应用 |
| 1.3.1 扫描电化学显微镜原理 |
| 1.3.2 扫描电化学显微镜工作模式 |
| 1.3.3 金属腐蚀研究中扫描电化学显微镜的应用进展 |
| 1.4 研究目的、意义及思路 |
| 1.4.1 研究目的及意义 |
| 1.4.2 研究思路 |
| 参考文献 |
| 第二章 实验部分 |
| 2.1 研究电极和溶液 |
| 2.1.1 研究电极 |
| 2.1.2 实验溶液 |
| 2.2 实验仪器及方法 |
| 2.2.1 极化曲线测试 |
| 2.2.2 电化学阻抗谱测试 |
| 2.2.3 Mott-Schottky测试 |
| 2.2.4 扫描电化学显微镜(SECM)测试 |
| 第三章 镍基800合金在侵蚀性溶液中的电化学特性研究 |
| 3.1 动电位极化曲线测试 |
| 3.2 电化学阻抗谱测试 |
| 3.2.1 浸泡时间的影响 |
| 3.2.2 侵蚀性离子浓度的影响 |
| 3.3 溶液pH对合金腐蚀的影响 |
| 3.4 Mott-Schottky分析 |
| 3.5 本章小结 |
| 参考文献 |
| 第四章 混合侵蚀性离子对镍基800合金腐蚀电化学行为的影响 |
| 4.1 800合金在混合侵蚀性溶液中的腐蚀特性 |
| 4.1.1 动电位极化曲线结果 |
| 4.1.2 电化学阻抗谱结果 |
| 4.2 S_2O_3~(2-)对合金在Cl~-和SO_4~(2-)混合溶液中电化学行为的影响 |
| 4.2.1 动电位极化曲线分析 |
| 4.2.2 电化学阻抗谱特征 |
| 4.2.3 Mott-Schottky研究 |
| 4.3 本章小结 |
| 参考文献 |
| 第五章 镍基800合金腐蚀特征的原位电化学扫描探针研究 |
| 5.1 SECM探针性能检测及工作模式的选择 |
| 5.1.1 探针性能检测 |
| 5.1.2 SECM工作模式的选择 |
| 5.2 单一侵蚀性离子对合金局部腐蚀的影响 |
| 5.3 不同pH溶液中合金的局部电化学测试 |
| 5.4 S_2O_3~(2-)对Cl~-和SO_4~(2-)混合溶液中合金局部腐蚀的影响 |
| 5.5 本章小结 |
| 参考文献 |
| 第六章 总结论 |
| 致谢 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文 |
| 学位论文评阅及答辩情况表 |
（6）蒸汽发生器用690合金传热管的腐蚀和防护机理研究（论文提纲范文）
| 0前言 |
| 1 防腐蚀机理 |
| 2 导致腐蚀的因素 |
| 2.1 水介质 |
| 2.2 机械加工和焊接 |
| 2.3 应力 |
| 2.4 松动部件撞击 |
| 3 腐蚀防护措施 |
| 4 结论 |
（7）新型奥氏体耐热合金应力松弛及时效作用研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 课题背景 |
| 1.1.1 世界核电的发展现状 |
| 1.1.2 中国核电的发展现状 |
| 1.2 蒸汽发生器及传热管材料发展状况 |
| 1.2.1 蒸汽发生器结构 |
| 1.2.2 传热管材料使用发展状况 |
| 1.3 应变诱导析出 |
| 1.3.1 应变诱导析出机理及影响因素 |
| 1.3.2 研究析出的主要方法及机理 |
| 1.4 高温时效 |
| 1.4.1 时效原理 |
| 1.4.2 时效析出相形状与粗化 |
| 1.5 新材料的合金化设计 |
| 1.6 研究内容及意义 |
| 第二章 实验材料与实验方法 |
| 2.1 实验材料 |
| 2.2 实验方法 |
| 2.2.1 固溶处理 |
| 2.2.2 应变诱导析出 |
| 2.2.3 时效实验 |
| 第三章 B07和B07A合金的应变诱导析出 |
| 3.1 应力松弛曲线 |
| 3.1.1 B07合金应力松弛曲线 |
| 3.1.2 B07A合金应力松弛曲线 |
| 3.2 B07和B07A合金的PTT曲线 |
| 3.2.1 B07合金的PTT曲线 |
| 3.2.2 B07A合金的PTT曲线 |
| 3.3 显微结构与微米级析出物 |
| 3.3.1 B07合金的显微结构与微米级析出物 |
| 3.3.2 B07A合金的显微结构与微米级析出物 |
| 3.4 纳米级析出物以及析出物与位错的相互作用 |
| 3.4.1 B07合金纳米级析出物 |
| 3.4.2 B07A合金纳米级析出物 |
| 3.4.3 析出物与位错的相互作用 |
| 3.5 本章小结 |
| 第四章 B07和B07A合金的高温时效 |
| 4.1 高温时效组织结构分析 |
| 4.1.1 B07合金高温时效后的组织结构 |
| 4.1.2 B07A合金高温时效后的组织结构 |
| 4.2 合金时效析出行为 |
| 4.2.1 B07合金时效析出行为 |
| 4.2.2 B07A合金时效析出行为 |
| 4.3 高温时效过程中的纳米级析出相 |
| 4.3.1 B07合金高温时效过程中的纳米级析出相 |
| 4.3.2 B07A合金高温时效过程中的纳米级析出相 |
| 4.4 显微硬度 |
| 4.4.1 B07合金显微硬度 |
| 4.4.2 B07A合金显微硬度 |
| 4.5 本章小结 |
| 第五章 结论与展望 |
| 5.1 总结 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 硕士期间发表论文 |
（8）Inconel 690传热管疲劳断裂性能研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究背景与研究意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 Inconel 690合金材料 |
| 1.2.2 非标准薄壁试样疲劳断裂测试 |
| 1.3 薄壁管结构疲劳寿命测试方法 |
| 1.3.1 薄壁管疲劳试样设计 |
| 1.3.2 局部应力应变法 |
| 1.4 疲劳裂纹扩展 |
| 1.4.1 裂纹应力强度因子 |
| 1.4.2 裂纹扩展的描述 |
| 1.4.3 疲劳裂纹扩展试验方法 |
| 1.4.4 含透壁缺陷圆筒应力强度因子解 |
| 1.5 本文主要研究内容 |
| 第二章 Inconel 690传热管疲劳寿命试验研究 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 薄壁管疲劳试验 |
| 2.2.1 Inconel 690传热管 |
| 2.2.2 试样设计 |
| 2.2.3 试验装置与参数设置 |
| 2.3 试验结果与讨论 |
| 2.3.1 疲劳寿命试验结果 |
| 2.3.2 断口形貌观察与分析 |
| 2.4 疲劳寿命分析 |
| 2.4.1 缺口应力应变估计 |
| 2.4.2 传热管等效疲劳寿命 |
| 2.5 本章小结 |
| 第三章 Inconel 690传热管断裂参数计算 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 含透壁缺陷圆筒应力强度因子解 |
| 3.3 管试样应力强度因子与柔度 |
| 3.3.1 有限元模型 |
| 3.3.2 薄壁管试样应力强度因子的计算 |
| 3.3.3 网格敏感性分析 |
| 3.3.4 模拟结果与讨论 |
| 3.3.5 几何形状系数和柔度曲线的拟合 |
| 3.4 本章小结 |
| 第四章 Inconel 690传热管疲劳裂纹扩展试验研究 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 试样设计和试验方法 |
| 4.2.1 试样设计 |
| 4.2.2 试验机与试验方法 |
| 4.3 试验结果与讨论 |
| 4.3.1 试验与有限元模拟结果的比较 |
| 4.3.2 裂纹扩展速率试验结果 |
| 4.3.3 分析与讨论 |
| 4.4 本章小结 |
| 第五章 结论与展望 |
| 5.1 结论 |
| 5.2 创新点 |
| 5.3 展望 |
| 参考文献 |
| 附录 |
| 致谢 |
| 作者简介 |
| 1 作者简历 |
| 2 攻读硕士学位期间发表的学术论文 |
| 学位论文数据集 |
（9）核电厂蒸汽发生器运行维护的措施（论文提纲范文）
| 0 引言 |
| 1 蒸汽发生器性能退化的表现形式 |
| 2 维护蒸汽发生器性能措施 |
| 2.1 功率运行期间水化学管理 |
| 2.1.1 高p H值的水质控制 |
| 2.1.2 严格的杂质控制 |
| 2.1.3 摩尔比控制 |
| 2.2 停用期间检查保养维护 |
| 2.2.1 二次侧泥渣冲洗 |
| 2.2.2 传热管在役检查 |
| 2.2.3 外来异物检查 |
| 2.2.4 二次侧泥渣及积垢程度检查 |
| 2.2.5 泥渣分析 |
| 2.2.6 设备保养 |
| 2.3 分散剂的应用 |
| 2.4 隐藏物释放跟踪 |
| 2.5 开展蒸汽发生器结构完整性评估 |
| 3 结语 |
（10）论合金690在压水堆蒸汽发生器二次侧的铅致应力腐蚀（论文提纲范文）
| 1 Pb SCC发生的机理 |
| 2 Pb SCC的影响因素 |
| 2.1 Pb在溶液中的浓度 |
| 2.2 水溶液的p H |
| 2.3 Pb的离析作用 |
| 2.4 Pb的化学形式 |
| 3 合金690发生Pb SCC的特征 |
| 4 蒸汽发生器二次侧的Pb SCC |
| 4.1 蒸汽发生器的结构特点与Pb SCC |
| 4.2 蒸汽发生器的热力学特点与Pb SCC |
| 4.3 二回路水化学条件与Pb SCC |
| 5 Pb SCC的预防措施 |
| 5.1 Pb源项的控制 |
| 5.2 Pb的监测 |
| 5.2.1 系统流体中Pb的监测 |
| 5.2.2 蒸汽发生器二次侧沉积物的Pb含量分析 |
| 5.2.3 蒸汽发生器隐藏物返出分析 |
| 5.3 水化学控制 |
| 6 建议 |
四、核电站蒸汽发生器传热管的腐蚀与防护（论文参考文献）
- [1]基于“两流体+湍流”模型的蒸汽发生器三维热工水力数值模拟[D]. 王雨. 华北电力大学(北京), 2021(01)
- [2]Pb-H耦合对690TT合金钝化膜影响的机理研究[D]. 李维鹏. 北京科技大学, 2021(08)
- [3]核电690TT合金划伤表面的腐蚀和应力腐蚀研究[D]. 王新宇. 北京科技大学, 2021(08)
- [4]核电结构材料的硼酸腐蚀与铅致应力腐蚀行为研究[D]. 卢权. 华北电力大学(北京), 2021(01)
- [5]镍基800合金腐蚀电化学性能和影响因素研究[D]. 徐文东. 山东大学, 2020(10)
- [6]蒸汽发生器用690合金传热管的腐蚀和防护机理研究[J]. 马中良. 材料保护, 2019(06)
- [7]新型奥氏体耐热合金应力松弛及时效作用研究[D]. 张盼盼. 江苏大学, 2019(02)
- [8]Inconel 690传热管疲劳断裂性能研究[D]. 陈俊峰. 浙江工业大学, 2019(02)
- [9]核电厂蒸汽发生器运行维护的措施[J]. 高明华,韩玉刚,雷水雄,姚家艳. 压力容器, 2019(04)
- [10]论合金690在压水堆蒸汽发生器二次侧的铅致应力腐蚀[J]. 王孝宇. 核科学与工程, 2018(04)