摘要：简要介绍了蒸汽发生器传热管划伤诱发的应力腐蚀开裂案例及国内外研究现状,分析总结了划伤过程对材料微观组织带来的变化、划伤产生的残余应力、环境对划伤后材料腐蚀性能的影响以及划伤诱发的应力腐蚀开裂的机制。阐述了划伤产生的原因与控制方法,强调了划伤控制对未来核电站用传热管安全可靠服役的重要性。

摘要：通过模拟压水堆一回路水环境,对690和800两种合金进行了在含Zn 10μg/kg、320℃高温溶液中浸泡1000 h的腐蚀实验,并对实验后的试样氧化膜进行SEM和XPS分析。结果表明,690镍基合金的腐蚀增重率低于800合金,其氧化膜较800合金薄;两种试样均形成了外富Fe、Zn,内富Cr的氧化膜;随着距离氧化膜表面距离的增加,氧化膜中化合物的主要成分由(Zn,Fe,Ni)(Fe,Cr)2O4依次向ZnCr2O4和Cr2O3过渡。

摘要：以核电堆内构件螺栓为基体电镀硬铬,研究了镀液铬酸酐质量浓度、温度和电流密度对镀层性能的影响。结果表明,镀液温度和铬酸酐质量浓度对镀铬层显微硬度的影响较大,电流密度的影响较小,较佳的工艺条件为:CrO_(3)质量浓度230 g/L,温度55~60℃,电流密度25~35 A/dm^(2)。该条件下制备的镀铬层显微硬度、结合力、成分、厚度等均满足设计要求。

摘要：通过化学浸泡试验、动电位极化曲线并结合扫描电镜(SEM)对晶间腐蚀形貌的观察,研究探讨了ASTM A262B法、C法以及硝酸-氢氟酸法三种化学浸泡试验方法对不同热处理态的690合金管的晶间腐蚀敏感性检测的适用性。结果表明:三种化学浸泡方法中,硝酸-氢氟酸法最佳,能准确且快速地评价690合金管的晶间腐蚀敏感性。

摘要：通过模拟压水堆一回路水环境,对304和316L两种不锈钢进行了在含锌10μg/kg,320℃高温溶液中浸泡1 000h的腐蚀试验,并对试验后的试样氧化膜进行SEM和XPS分析。结果表明,304不锈钢的腐蚀增重率高于316L,且其氧化膜较316L疏松;两种试样均形成了富铁、锌内富铬的氧化膜;外层氧化膜以(Zn,Fe,Ni)(Fe,Cr)2O4为主,内层以ZnCr2O4为主,氧化膜与基体过渡层以Cr2O3为主。

摘要：针对频率采样技术设计FIR滤波器的特点,推导出阻带衰减关于滤波器阶数和过渡带采样值的优化函数,并具体设计了免疫算法对其优化求解。仿真验证表明,较之以往方法,其效果较好,对基于频率采样技术的FIR滤波器优化设计具有重要意义。

摘要：模拟压水堆一回路水环境,进行了800合金材料在注0μg/kg和150μg/kg两种锌浓度下腐蚀1 500h的试验,采用X射线光电子能谱(XPS)对其表面氧化膜成分进行了深度分析。结果表明,在两种溶液中,试样表面都形成了外富镍内富铬的氧化膜,氧化膜中铁的含量较低,加锌腐蚀1 500h后试样氧化膜中,锌的初始原子百分数含量为17%,对内层氧化膜中的Mn2+的置换作用较明显。

摘要：蒸汽发生器管板在车间制造贮存时间较长,为避免管板孔发生腐蚀,需筛选出一种防锈效果优异且适合工程应用的防锈方法。通过中性盐雾和交变湿热试验比较了各种防锈方法的效果,涵盖了工程在用的方法以及拟推荐使用的气相防锈技术。试验后分析管板孔发生腐蚀的原因,并对未腐蚀管板孔所用防锈材料会否释放有害离子并残留在管板孔表面进行了测试分析。结果表明,拟推荐的气相防锈技术防护效果优异,不会释放有害离子而污染被保护面,且操作简便,适用于贮存期间蒸汽发生器管板孔的保护。

摘要：对TU48碳钢在不同溶解氧浓度的水溶液中进行了低周腐蚀疲劳,结合俄歇电子能谱(AES)和M ssbauer谱分析其表面的腐蚀产物.结果表明,随着水中溶解氧含量的增加,碳钢的腐蚀疲劳断裂时间变短,碳钢表面形成的腐蚀产物的成分也有很大的变化,Fe3O4减少,而γ-Fe2O3含量增多;在含氧量很低的条件下,腐蚀还生成α-Fe2O3和铁的氢氧化物.

摘要：在模拟压水堆一回路水环境中,对镍基690合金进行了在加锌量分别为10,60,120μg/L的三组320℃高温溶液中600h的腐蚀试验,并对腐蚀后的试样表面进行了X射线光电子能谱(XPS)分析。结果表明,随着锌浓度的增加,试样的腐蚀增重速率降低,氧化膜厚度减薄,降低腐蚀速率的有效加锌量范围为10~60μg/L;试样表面形成主要成分为ZnCr2O4和Cr2O3的氧化膜。