反应堆结构材料

研究内容: 

1、核电结构材料在模拟核电站高温高压水中腐蚀及应力腐蚀开裂/萌生性能及机理研究,主要针对核级304/316/321/405等不锈钢、690/600/X750等镍基合金,310S/800H/800等超级奥氏体不锈钢和508Ⅲ/106B等低合金钢。

2、核电站一、二回路水化学与结构材料相容性研究,研究温度、溶解氧、溶解氢、杂质离子、硼锂、pH等水化学参数的影响。

3、燃料包壳管在高温水环境下的微动磨损性能研究。主要针对新型锆合金在服役工况下(一回路水化学环境)的微动磨损性能研究,扩展为表面改性方案对锆合金管微动磨损性能的影响。

4、蒸汽发生器传热管在高温水环境下的微动磨损性能研究。主要针对蒸汽发生器传热管使用的690合金在服役工况下(二回路水化学环境)的微动磨损性能研究,扩展为微动磨损实验参数(位移、正压力、温度等)对其磨损机制的影响。

5、超临界水冷堆候选包壳材料及水化学方案研究。从腐蚀及应力腐蚀开裂的角度,遴选适合作为超临界水冷堆包壳的材料,并研究其与条件的相容性。

1690合金裂纹扩展速率与冷变形量的关系

研究成果:

1、厘清了模拟压水堆一、二回路环境下,温度、溶解氧/氢含量、杂质离子(Cl-)等水化学参数对反应堆主设备结构材料321,316NG,304SS,600,690TT等不锈钢的应力腐蚀裂纹扩展速率的影响规律,实现了材料的应力腐蚀开裂行为的定量评价;

2、厘清了冷变形量、表面缺陷种类、晶间碳化物、焊接热影响区残余应变、不锈钢母材及焊材中δ-铁素体等材料组织结构对反应堆主设备结构材料321,316NG,304SS,600,690TT等不锈钢的应力腐蚀裂纹扩展速率的影响规律,实现了材料的应力腐蚀开裂行为的定量评价;

3、区分了温度、溶解氧/氢含量、杂质离子(Cl-)含量、冷变形量、应力强度因子对应力腐蚀开裂行为的作用机制,揭示了材料的应力腐蚀开裂机理

4、揭示了微动磨损参数,例如:法向压力、微动幅值以及水化学条件等,对包壳材料及蒸汽发生器材料的影响规律,建立了预测材料磨损量的物理模型。

5、遴选出重点发展的超临界水冷堆候选包壳材料,揭示了各类候选包壳材料在超临界水氧化环境下的腐蚀失效机制。

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