一、20HR钢板及其焊接材料在核电站中的应用（论文文献综述）
闫晓波[1]（2021）在《超声冲击处理对核电用不锈钢焊接接头局部腐蚀行为的影响》文中研究表明核电厂乏燃料等水池的覆面采用不锈钢,其局部腐蚀问题日益受到关注,尤其是不锈钢焊接部分由于焊接时很高的热输入和快速冷却造成焊接残余应力,并在工程安装时产生一定安装应力,都对焊接结构的抗腐蚀性能产生危害。超声冲击处理（ultrasonic impact treatment,UIT）能够使焊接接头表面产生强烈的塑性变形,晶粒得到细化,释放焊接残余应力,带来有益压应力并改善构件表面完整性、力学性能以及抗腐蚀性能。本文采用金相法、硬度法、残余应力测定法、浸泡法和电化学法来研究对比UIT前后用于核电站中乏燃料水池内壁的不锈钢覆面焊接接头其在显微组织、粗糙度、残余应力、硬度的变化以及相关水化学环境下点蚀、缝隙腐蚀和应力腐蚀（stress corrosion cracking,SCC）行为。试验材料为304L/ER316L奥氏体不锈钢和S32101/ER2209双相不锈钢UIT前后焊接接头及纯母材,两类不锈钢均是用于核电站乏燃料水池的内壁。腐蚀试验部分的相关溶液有:a)应力腐蚀测试部分包括:质量分数为42%沸腾Mg Cl2溶液;模拟乏燃料水池不锈钢覆面混凝土侧服役环境的模拟溶液,饱和硼酸+0.5 mol/L H+（盐酸）+1 mol/L Cl-（Na Cl）溶液;高温高压水环境溶液2 mg/L Li++1200 mg/L B3++100 mg/L Cl-溶液;b)点蚀和缝隙腐蚀测试部分包括:质量分数为6%Fe Cl3溶液;饱和硼酸溶液;饱和硼酸+200 mg/L Cl-溶液;试验温度包括250、143、60、40和35℃。主要内容和结论如下:1.通过金相法,轮廓法,硬度法,X射线法等研究UIT后两类材料在显微组织、粗糙度、硬度、残余应力的变化。UIT后两类不锈钢上表面显微组织观察到明显冲击痕迹,晶粒得到细化,在横截面位置观察到约900μm的形变层;粗糙度显着降低,焊接接头母材区和焊缝区降幅约40%;维氏硬度显着提高,横截面上距UIT表层越远硬度值逐渐变小,在约1mm处数值逐渐稳定;残余应力由拉应力转变为压应力,随着深度的递增,残余压应力逐渐变小,影响深度在1 mm左右。2.采用U型弯曲试样和双梁试样（高低两级应力水平）在沸腾Mg Cl2溶液中浸泡试验来对比UIT前后两种不锈钢焊接接头的抗应力腐蚀性能。（1）U型弯曲试样试验结果表明,UIT均没有明显降低两种焊接接头的SCC敏感性。304L和S32101焊接接头的SCC敏感区分别为母材区+热影响区和熔合线处,裂纹类型分别为沿晶+穿晶混合型和穿晶开裂,S32101-BM抗应力腐蚀性能最优。（2）双梁弯曲试样在高低两级应力水平下均显示出UIT显着降低了两种焊接接头的SCC敏感性。两种不锈钢焊接接头的SCC敏感区和裂纹类型与U型弯曲试样相同,304L各类型试样的SCC敏感性随着应力的提高而提高。3.采用U型弯曲试样和高应力（～500 MPa）水平下的双梁弯曲试样在模拟溶液中浸泡来对比UIT前后两种材料的抗应力腐蚀性能。（1）U型弯曲试样测试表明,UIT后未提高两类焊接接头的抗应力腐蚀性能,六种状态试样SCC敏感性排序为:304L-UIT=304L-AW=S32101-BM<304L-BM<S32101-UIT=S32101-AW。（2）双梁试样高应力（～500 MPa）测试表明,UIT显着提高304L焊接接头抗应力腐蚀性能,而S32101焊接接头浸泡80天后未观察到应力腐蚀裂纹,UIT效果未知,六种状态试样SCC敏感性排序为:S32101-BM=S32101-AW=S32101-UIT<304L-UIT<304L-AW=304L-BM。4.采用拉伸试样在250℃,2 mg/L Li++1200 mg/L B3++100 mg/L Cl-的高温高压水环境下进行静载荷拉伸的SCC试验。UIT前后两类材料焊接接头浸泡了14天后均只发生了均匀腐蚀,并且UIT后的焊接接头表面光亮腐蚀产物更少,可以初步认为,UIT后似乎提高了材料在高温水中的耐腐蚀性。5.采用三氯化铁浸泡和电化学法进行点蚀和缝隙腐蚀行为研究。（1）三氯化铁浸泡测试表明,UIT后两种不锈钢焊接接头点蚀抗力有所下降,点蚀坑主要发生在母材区和热影响区,焊缝金属耐点蚀性最优。（2）在40℃饱和硼酸+200 mg/L Cl-溶液中极化曲线测试结果表明,UIT显着提高了304L和S32101焊接接头母材区的点蚀抗力;在60℃饱和硼酸溶液中焊接接头各区域均表现出优异的点蚀性能,随着Cl-浓度和温度的升高焊接接头的点蚀性能下降,两种不锈钢焊接接头各区域点蚀敏感性排序为:焊缝区>母材区>混合区。（3）在40℃饱和硼酸+200 mg/L Cl-溶液中缝隙腐蚀电位法测试表明,UIT提高了304L焊接接头母材区缝隙腐蚀电位,降低了S32101焊接接头母材区缝隙腐蚀电位。
高军[2]（2021）在《核级奥氏体合金及其焊缝金属高温高压水环境疲劳行为研究》文中研究表明在压水堆（PWRs）核电站反应堆压力容器（RPV）接管安全端焊接接头中,低合金钢、奥氏体不锈钢以及不锈钢焊缝/镍基合金焊缝在化学成分、微观组织和力学性能方面存在显着差异,焊接过程中各材料之间的成分扩散、焊接热影响会导致焊接接头部位形成与母材金属不一样的微观组织,同时,异种金属焊接过程中很容易引入焊接缺陷,使得接管安全端焊接接头成为一回路系统中的薄弱部位。焊接接头在服役过程中还要受到高温、高压、冷却剂和机械载荷等的影响,可能造成腐蚀、蠕变、疲劳、应力腐蚀（SCC）、环境促进疲劳（EAF）等损伤。以国产二代和三代PWRs核电站接管安全端焊接接头中奥氏体合金及其焊缝金属为研究对象,开展奥氏体不锈钢、不锈钢焊缝以及镍基合金焊缝金属EAF试验,重点关注材料因素、力学因素和环境因素对EAF性能的影响,进一步积累奥氏体合金及其焊缝金属EAF寿命数据,揭示奥氏体合金及其焊缝金属EAF损伤机理及其差异,为我国核电站的寿命评估、安全设计提供指导。研究了晶界工程（GBE）处理对主管道用316LN不锈钢高温高压水环境疲劳性能的影响。对原始态（AR）试样进行热机械加工,获得了两种低∑CSL晶界比例的试样,分别标记为GBE和Non-GBE。AR、GBE和Non-GBE试样的晶粒尺寸分别为64.8μm、21.1μm和22.1μm,低∑CSL晶界比例分别为25.7%、82.6%和41.7%。EAF试验结果表明,高温高压水环境显着降低AR、GBE和Non-GBE试样的疲劳寿命,与是否进行GBE处理或晶粒尺寸大小无关。GBE试样的EAF寿命通常比AR试样高20%,而GBE和Non-GBE试样的EAF寿命相当。与AR试样相比,GBE试样具有较高的EAF寿命,主要归因于晶粒细化,而不是GBE处理获得的低∑CSL晶界比例增加。疲劳裂纹主要以穿晶模式萌生,同时伴随着沿晶萌生,包括沿大角度晶界（RHABs）萌生和沿∑3晶界萌生,并主要以穿晶模式扩展。微观小裂纹（MSCs）沿∑3晶界萌生比例随试样中∑3晶界比例的增加而增加,说明∑3晶界在阻碍疲劳裂纹沿晶萌生方面并不优于RHABs。MSCs生长对微观组织敏感,晶粒细化可以阻碍疲劳裂纹沿晶萌生,降低MSCs扩展速率。研究了二代PWRs核电站RPV接管安全端308L不锈钢焊缝的环境疲劳行为。结果表明,308L焊缝金属在≤0.005 ppm和0.1 ppm溶解氧（DO）含量高温高压水中的EAF寿命相当。应变速率由0.04%/s降至0.004%/s时,EAF寿命略有下降。在0.3%或0.4%应变幅下的EAF效应比0.6%或0.8%应变幅下更显着。308L焊缝的枝晶界取向影响EAF裂纹萌生和扩展行为。当枝晶界取向偏离循环加载垂直方向时,长裂纹易于发生穿晶萌生和扩展,当枝晶界取向与循环加载方向接近垂直时,裂纹倾向于沿枝晶界萌生和扩展。疲劳断口上未发现γ/δ奥氏体和铁素体相界开裂形貌,表明EAF主裂纹主要以穿晶模式在δ铁素体上萌生和扩展。应变速率对308L焊缝EAF行为的影响不显着,可能主要与δ铁素体在EAF开裂过程中抑制裂纹生长有关。研究了二代PWRs核电站RPV接管安全端焊接接头中316LN基体（316LN BM）、热影响区（316LN HAZ）和308L焊缝金属（308LWM）的环境疲劳性能差异。结果表明,316LN HAZ室温空气疲劳寿命比316LN BM长,而三者之中308L WM室温空气疲劳性能最差。高温高压水环境显着降低316LN BM、316LN HAZ和308L WM的疲劳寿命,316LN HAZ试样的EAF效应最大,308L WM试样的EAF效应最小。316LN HAZ的高EAF敏感性归因于其较大的残余应变和较差的腐蚀抗力,而308L WM的低EAF敏感性是由于其δ铁素体具有较高的Cr含量,在高温高压水中形成富Cr保护性氧化膜。研究了三代PWRs核电站RPV接管安全端52/52M镍基合金焊缝的环境疲劳行为。结果表明,52/52M焊缝的晶界类型主要为RHABs和小角度晶界,焊接残余应变主要分布在52b-52Mw界面和52Mw区域的RHABs附近。52b隔离层和52Mw对接焊缝均具有长1000～2000μm,宽100-400μm柱状晶粒,不同的是52b柱状晶平行于循环加载轴方向,而52Mw柱状晶与循环加载轴成45°～75°夹角。52/52M焊缝主要焊接缺陷是失塑裂纹（DDC）,主要分布在52b-52Mw界面和52Mw区域,该区域RHABs经受较大残余应变,导致DDC缺陷形成在RHABs上,而且根据晶界面结合强度差异,DDC缺陷分为张开型DDC缺陷和闭合型DDC缺陷。高温高压水环境降低52/52M焊缝的疲劳寿命,在低应变幅条件下EAF效应较为显着。当应变速率从0.4%/s下降到0.0004%/s时,52/52M焊缝的EAF寿命无显着变化。52/52M焊缝EAF失效与柱状晶取向有关:52b柱状晶平行于循环加载轴,疲劳裂纹很少出现在52b区域;52Mw柱状晶与循环加载轴成45°～75°夹角,疲劳裂纹主要出现在52Mw区域,且主要以穿晶模式沿着与52Mw柱状晶平行的方向萌生和扩展,同时52b-52Mw界面和52Mw区域的DDC缺陷也会促进疲劳裂纹沿晶萌生和扩展。即使在0.0004%/s低应变速率条件下,52/52M焊缝柱状晶晶界也具有较好的EAF萌生和扩展抗力,RHABs上形成的张开型DDC缺陷除外。
康凯[3]（2021）在《核电站结构材料在常温环境的耐蚀性研究》文中认为利用具有高品质、高效率的核电能源对有效促进我国能源结构转型具有重大意义,保障核电站的安全运行是发展核电的基础和重点。由于核电站结构材料在相关水环境中极易受到腐蚀而影响核电站的安全运行,所以对这些设备材料的腐蚀行为开展深入研究尤为重要。因此,本文以目前国内使用率最高的堆型压水堆核电站为重点,选用核电站常用的结构材料低合金钢16MND5和SA508.3、焊缝不锈钢E308L及其焊接件、焊缝镍基合金ERNi Cr Fe-7A及其焊接件,通过电化学试验等实验方法,研究并评价了材料在常温环境下的耐蚀性,形成了量化的腐蚀性能数据,为核电工业的国产化选材、防护提供实验基础。获得结论如下:（一）通过浸泡实验和中性盐雾实验对低合金钢16MND5、SA508.3进行宏观形貌的腐蚀观察,两种材料腐蚀速度快,耐蚀性差,但从金相组织和SEM腐蚀形貌上比较,SA508.3耐蚀性优于16MND5。电化学测试结果也显示16MND5比SA508.3更易腐蚀。（二）通过浸泡实验和中性盐雾实验对焊缝不锈钢E308L和焊缝镍基合金ERNi Cr Fe-7A进行宏观形貌的腐蚀观察,两种材料在两组实验中均表现出良好的耐蚀性,从宏观形貌上未发现其腐蚀。通过对E308L和ERNi Cr Fe-7A的电化学测试得出:ERNi Cr Fe-7A的抗腐蚀性比E308L好。（三）E308L焊接件在3.5%Na Cl溶液中的极化曲线拟合结果表明,三个区域的极化曲线接近,焊接件三个不同区域的耐蚀性都较强。相对而言,母材Z2CND18-12N的腐蚀电流密度最大,热影响区次之,焊缝金属E308L的腐蚀电流密度最小,表明母材金属的耐蚀性最强,焊缝的耐蚀性最差。EIS测试结果显示母材的阻抗值最大,也说明母材的耐蚀性在焊件的三个区域中最强。（四）ERNi Cr Fe-7A焊接件在3.5%Na Cl溶液中三个区域的极化曲线测试结果表明,焊接件在溶液中能形成钝化膜,腐蚀电流密度很低。母材316L的耐蚀性最强,焊缝镍基合金ERNi Cr Fe-7A次之,热影响区的耐蚀性最弱。三个区域的EIS结果,母材和焊缝的阻抗值接近,而热影响区的阻抗值最小,这也说明热影响区的耐蚀性最差,这与极化曲线一致。
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》文中研究说明低合金高强钢、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。
梅润雨[5]（2020）在《核电厂房抗大型商用飞机撞击的计算模型与动力响应性能研究》文中进行了进一步梳理核电是一种清洁能源,在解决电力危机、缓解空气污染、调整能源结构、拉动经济增长等方面发挥着重要作用。安全第一始终是核电可持续发展的重要基石。“9·11”事件与福岛核事故之后,核电工程结构的安全要求日益提升,极限承载能力日益受到关注,其中大型商用飞机撞击作为一种超设计基准事件被纳入到2020年新公布的GB/T51390《核电厂混凝土结构技术标准》。核电结构抗大型商用飞机撞击的评估方法与技术手段的可靠性,与先进的三代、四代核电技术的安全性紧密关联。国内外可供参考的系统性技术资料缺乏。相关领域研究受到核电主管部门与大型核电工程企业的高度重视。围绕三代、四代核电工程的实际需求,本论文主要从工程设计领域飞机撞击载荷曲线Riera模型的改进,强震区隔震措施对核电结构抗飞机撞击动力响应的影响,考虑结构-地基动力相互作用（SSI）因素的影响研究内陆非岩基条件下核电建筑物飞机撞击的分析方法与影响规律以及四代核电站具体建筑物结构形式的抗飞机撞击动力性能等方面开展了深入的系统性研究,丰富完善了核电厂房抗飞机撞击的技术手段与依据。具体的研究内容与成果简述如下:1.提出了能够计算飞机机身、机翼和引擎不同部位撞击力的修正Riera模型,可考虑机型、安全壳半径和飞机撞击角度的影响。Riera方法作为重要的计算飞机撞击荷载的方法,从提出之初只能针对平面刚性板的撞击问题到现在能够处理圆柱形安全壳的撞击问题,然而不能考虑飞机机身、机翼和引擎等不同部位撞击力相对总撞击力的贡献程度。飞机撞击角度的影响同样也面临相同的问题。针对飞机撞击圆柱形安全壳和倾斜撞击平面刚性靶板的问题,基于精细的空客A340-300和波音767-200ER飞机有限元模型,分析了安全壳半径和撞击角度对机身、机翼和引擎撞击力以及撞击力冲量的影响规律,以实时撞击力冲量为依据,引入撞击力总冲量降低率概念,总结飞机不同部位撞击力总冲量降低率随着安全壳半径以及撞击角度的变化规律,据此修正了 Riera模型。2.基于精细的CPR1000安全壳和某三代核电厂房模型,进行了隔震支座和飞机撞击耦合动力响应模拟分析。采用隔震技术的核电厂房,相当于在基础筏板底部布置柔弱隔震层。分析隔震支座对上部结构动力响应的影响规律可为隔震技术的应用提供可靠参考。进行具有隔震构造的核电建筑物和飞机撞击耦合动力响应模拟分析包含两方面内容:采用三种不同类型的飞机撞击荷载研究隔震支座的水平刚度对CPR1000安全壳动力响应的影响和通过模拟空客A340-300飞机以不同高度撞击具有隔震构造的某三代核电厂房的过程来分析有无采用隔震技术对三代核电厂房动力响应的影响。结果表明,布置在基础筏板下侧的柔弱隔震层削弱了固定地基对上部结构的约束作用,这将明显改变核电建筑物在飞机撞击作用下的动力响应。布置隔震支座不会明显影响核电建筑物在飞机撞击作用下的损伤破坏状态,应着重从位移响应和加速度响应来分析隔震支座的影响。另外在有些极端情况下,如果飞机撞击荷载超过了具有隔震构造核电建筑物的承载能力会使得核电建筑物的安全性面临严重的威胁。因而在进行隔震支座的设计时,需要综合考虑地震荷载和飞机撞击荷载的影响。3.考虑SSI效应的影响研究了某三代核电厂房在飞机撞击作用下动力响应的影响因素以及飞机撞击振动在地基区域的传播与消散规律。在未来内陆核电发展中,核电厂房必然面临建造在基础厂址条件较差的地基上,在进行飞机撞击分析时考虑SSI的影响是能够取得可靠分析结果的必备条件。飞机撞击产生的强烈振动经由地基传播甚至会影响到毗邻建筑物的安全运营。非岩基条件下,基础开挖与基础埋置是重要的考量因素,这将增加核电厂房基础同地基的接触,埋置深度对飞机撞击的影响如何目前尚缺乏相关的研究。针对以上工程需求,结合AP1000的5种标准场地,研究分析场地条件对某三代核电厂房在空客A340-300飞机撞击作用下的动力响应的影响规律和撞击振动在地基中的传播影响因素,分析了埋置深度和飞机撞击高度以及撞击方向对核电厂房振动响应的影响。结果表明,随着不同场地从硬到软的变化,位于基础筏板的结构和设备的振动响应会受到明显的影响,会削弱沿着地基向外传播的振动响应的高频成分能量和加速度峰值。撞击位置的不同包括不同的撞击方向和撞击高度会影响撞击振动传播的路径,对振动响应的影响不容忽视。埋置深度的提升增加了地基对上部结构的约束作用,会在一定程度上降低位于基础筏板上的设备和结构的振动响应。4.针对某四代核电厂房的精细化模型,研究圆柱形外墙,球形外墙和平面外墙等不同形状的外墙抵御飞机撞击的能力,分析不同配筋方案对核电厂房的损伤破坏变形的影响。针对某四代核电厂房精细模型进行了在空客A340-300飞机撞击作用下反应堆厂房和乏燃料厂房的动力响应的研究。从研究结果可以看出,球形穹顶外墙能够明显提高结构的抵御飞机撞击能力,对于平面外墙的设计应尽量避免内部连接的墙体之间有较长的跨度和楼板之间有较大的高度。另外,在重要厂房外侧设计防护结构,采用拉筋这样具有良好抗冲击性能的配筋方案以及增加配筋率均可以明显提升结构的抗飞机撞击能力。
陈旭东[6]（2020）在《表面纳米化316LN不锈钢抗辐照及耐腐蚀性能研究》文中认为随着核工业的高速发展,核材料在服役期间的安全性成为人们普遍关注的问题。316LN奥氏体不锈钢（316LN austenitic stainless steel,316LN SS）因优良的综合性能被广泛用于制造核反应堆的结构件,但在恶劣的服役环境中它仍会发生严重的失效,如应力腐蚀、辐照肿胀、辐照促进应力腐蚀等。材料的辐照损伤与腐蚀失效一般始于材料的表面。316LN SS在服役过程中的腐蚀失效与辐照损伤主要与其表面形成的钝化膜特性和辐照缺陷吸收“阱”密度相关。理论上来说,利用纳米化技术在材料上由表及内的制备一定厚度的梯度纳米结构层,优化材料的表层组织结构,即可大幅度提高它的综合服役性能。本文使用旋转加速喷丸（rotating accelerated shot peening,RASP）方法实现316LN SS的表面纳米化,研究喷丸过程中材料的组织结构及力学性能演变规律;分析材料的纳米层厚度、晶粒尺寸、晶界特性、表面粗糙度等微观组织变化对其抗辐照及耐腐蚀性能的影响机理;揭示纳米晶晶界、孪晶界等与辐照缺陷、钝化膜之间的作用关系。涉及的主要内容和结论如下:（1）研究了 RASP处理对316LN不锈钢组织结构的影响。RASP处理后,316LN SS试样表面状态良好,无明显裂纹产生。随着喷丸时间的延长,试样的变形层厚度持续增加,XRD衍射峰不断宽化,晶粒尺寸显着细化。RASP处理15 min后,试样的近表层平均晶粒尺寸降至30 nm,纳米压痕硬度从表面到基体呈梯度减小趋势,从5.06 GPa逐渐稳定在3.24 GPa左右。316LN SS试样的塑性变形和晶粒细化过程主要包括:粗晶中形变孪晶和位错的生成、孪晶和位错的交互作用、超细晶中孪晶的退化和孪晶分割等。（2）观察了纳米晶晶界和孪晶界对辐照缺陷的作用效果,建立了辐照氦泡与316LN SS试样力学性能之间的关系。RASP处理在316LN SS试样表面引入了高密度位错和晶界,提高了材料的表面硬度及均匀性,避免了辐照导致的晶面择优取向。随着辐照剂量的增加,试样的硬度呈现先增加后降低的变化趋势,最终出现反常的辐照软化现象。分析结果表明,在剪切力的作用下,辐照生成的高密度、大尺寸氦泡会粗化、聚集,连接形成滑移带或剪切带,导致材料的软化、失效。高密度位错及孪晶晶界抑制了氦泡的生成与长大,延缓了辐照剪切带及辐照软化现象的出现,提高了材料的力学稳定性。（3）阐明了纳米结构316LN SS的抗腐蚀作用机理。在消除表面缺陷的影响因素后,随着RASP处理时间的延长,316LN SS试样的自腐蚀电位、点蚀电位和钝化膜电阻升高,自腐蚀电流密度和载流子密度降低,材料的耐腐蚀性能显着增强。RASP在316LN SS试样表面制备的纳米晶与孪晶有利于试样表面生成均匀、致密、耐蚀性氧化物富集的钝化膜。高密度晶界增加了钝化膜的形核点,降低了钝化膜形成所需的形核功和扩展功,提高了钝化膜与纳米结构衬底之间的粘附力。（4）确定了梯度纳米结构316LN SS试样的最佳耐腐蚀区及其对应的微观组织特征。RASP处理15 min并冷轧后,316LN SS试样表面形成了厚度约为210 μm的梯度结构层,此结构层中距表面110μm的区域基本不存在喷丸导致的缺陷,同时又兼有纳米组织结构特征,耐蚀性能最佳。试样110μm层纳米结构处生成的钝化膜较为平直,厚度可达13.9 nm。喷丸产生的微孔会增加钝化膜的应变能,在应力松弛过程中,钝化膜会被拉伸、变薄,甚至裸露出基体,成为腐蚀过程中的薄弱点。（5）在模拟压水堆一回路主管道环境中,研究了 RASP对316LN SS表面氧化膜成分和耐蚀性的影响。结果表明,RASP并未改变316LN SS试样表面氧化膜的成分,但纳米化同样促进了氧化膜的成核与生长。随着RASP处理时间的延长,试样表面生成的氧化膜外层氧化物颗粒密度和尺寸增大,内层Cr2O3含量增加。RASP处理10 min试样的表面氧化膜电阻较高,自腐蚀电位和自腐蚀电流密度均较小,氧化膜的综合耐腐蚀性能较好。
李冲[7]（2020）在《核电站用热室屏蔽门设计及研究》文中研究指明安全问题是建造核电站及其运行过程中考虑的首要问题,核电站的设计、建造和运行均采用纵深防御的原则,从设备、措施上提供多等级的重叠保护。核屏蔽设计的主要任务是屏蔽中子,这是由于中子本身呈电中性,可与物质原子核直接发生作用,且中子穿透能力很强,和同等剂量的γ射线、χ射线相比,中子对人体产生的危害严重得多。热室屏蔽门作为核电站辐射安全中的重要装备,其最重要的性能是中子屏蔽性能,热室屏蔽门的中子屏蔽性能由中子能量、屏蔽材料类型及厚度共同决定,而另一个重要的性能是力学性能,这是因为热室屏蔽门结构强度不足会使屏蔽门出现较大间隙或者位移,导致放射性物质外泄。因此,本文采用理论-模拟-试验相结合的方法,对核电站用热室屏蔽门进行了较为系统的设计与研究。首先,根据热室屏蔽门设计要求与准则对热室屏蔽门进行总体方案设计,保证屏蔽门具有较好的中子及γ射线屏蔽性能和力学性能。热室屏蔽门采用单扇平开结构,门扇外形尺寸结构为阶梯状,内部结构为钢板、含硼板和钢板组合结构,并利用压紧锁紧结构对热室屏蔽门门扇施加一定的压紧锁紧载荷,保证热室屏蔽门满足辐射防护要求;为保证热室屏蔽门铰链轴处的同轴度和回转精度,选用深沟球轴承和圆锥滚子轴承作为铰链轴的轴承。其次,根据热室屏蔽门设计要求、设计准则和总体方案对热室屏蔽门结构进行了详细设计。通过各结构的布局设计、形状尺寸和零部件间连接关系保证热室屏蔽门协调运行,根据热室屏蔽门的应用场合及其铰链受力情况,对铰链轴进行设计和对铰链轴轴承进行选型。然后,采用理论计算、MCNP模拟和中子屏蔽性能试验对热室屏蔽门进行中子透过率计算,综合评价热室屏蔽门的中子屏蔽性能。利用张弛长度法对组合屏蔽材料的中子透过率进行理论计算,中子透过率随中子能量的增大先急剧增大后趋势变缓;采用蒙特卡罗方法,利用MCNP程序研究中子能量、组合屏蔽材料类型、组合屏蔽材料含硼板厚度对组合屏蔽材料中子透过率的影响;利用241Am-Be标准中子源对组合屏蔽材料进行中子屏蔽性能试验,结果表明:三种不同组合屏蔽材料的中子屏蔽性能均符合指标要求。最后,热室屏蔽门在满足中子屏蔽性能的基础上,利用有限元方法和试验方法相结合的方式对热室屏蔽门的力学性能进行研究。结果表明:初始设计中,铰链、地脚螺栓和垫圈的应力变化最为明显且不满足设计要求;为降低热室屏蔽门在工况Ⅳ下的高应力,对热室屏蔽门结构进行优化设计,优化后的热室屏蔽门各结构应力均小于许用应力。通过对热室屏蔽门进行静载荷变形试验,可知仿真结果和试验结果在合理的误差范围内。通过对热室屏蔽门内嵌含硼板进行力学试验,可知含硼板所受最大应力远小于试验测试的拉伸强度和弯曲强度。
陈子瑞[8]（2020）在《核电站安全端低合金钢侧焊接熔合线区域的组织及腐蚀行为》文中提出核电站中各构件与主管道之间大多采用金属异种焊相连接,实际运行过程中的异种金属焊接件的应力腐蚀开裂对核电站的安全运行提出了挑战。因此,对异种金属焊接件的显微组织及腐蚀行为展开系统研究,可以加深对异种金属焊接件的认识、对焊接件的性能改善提供参考以及对焊接件的抗应力腐蚀裂纹扩展能力提供数据支持。本文以核电站压力容器安全端异种金属焊接件低合金钢侧的A508Ⅲ低合金钢-82合金接头熔合线区域为研究对象,通过光学显微镜、激光共聚焦显微镜、SEM及EDS、EBSD、TEM、拉曼光谱、电化学动电位极化曲线等分析手段,对焊接件中的各部分材料的显微组织、室温下的局部腐蚀、均匀腐蚀以及模拟核电环境中的氧化等问题进行了研究,所得的主要结论如下:1.按照从低合金钢母材到焊缝金属的顺序,焊接接头中的区域划分为低合金钢母材、细晶热影响区、粗晶热影响区、熔合线以及焊缝金属。其中低合金钢为均匀的贝氏体组织,细晶热影响区呈细小的贝氏体形貌,粗晶热影响区为粗大的贝氏体晶粒且有大量粒状贝氏体分布在其原奥氏体晶界上。焊缝金属呈柱状晶形貌垂直于熔合线生长。存在两种类型的熔合线——马氏体熔合线和光滑熔合线,两种熔合线交替分布。其中,马氏体熔合线及其附近的组织是由垂直于该熔合线的较平缓的成分变化导致,另外焊接导致的残余应力也促进了马氏体的形成,而光滑熔合线及其附近组织是由垂直于该熔合线的较剧烈的成分变化导致。由于马氏体的存在,马氏体熔合线的硬度远高于光滑熔合线的硬度。2.A508Ⅲ低合金钢中Al2O3、MnS和富Si夹杂物等三种类型的夹杂物,均为易于点蚀萌生的位置。焊接件中A508Ⅲ合金钢靠近熔合线的热影响区比其母材在3.5%NaCl溶液中具有更高的腐蚀速率。其中,马氏体型熔合线附近的点蚀坑密度和最大深度远高于光滑熔合线附近的点蚀坑密度和最大深度。点蚀没有在马氏体相上萌生。A508Ⅲ低合金钢在除氧的3.5%NaCl溶液中产生的点蚀坑数量少、深度低、直径大,相对的,其在自然曝氧的3.5%NaCl溶液中产生的点蚀坑数量多、深度高、直径小。3.在除氧核电溶液、自然曝氧核电溶液以及自然曝氧的浓缩核电溶液中,低合金钢的腐蚀速率均随温度的上升而上升。除氧溶液和浓缩溶液中,低合金钢的腐蚀主要受H+还原控制。在除氧溶液中,低合金钢的腐蚀速率随温度上升而上升,但由于H+含量有限,腐蚀速率上升的趋势较缓慢。在浓缩溶液中,充足的H+导致了低合金钢的腐蚀速率随温度上升的趋势大幅增加。自然曝氧溶液中,低合金钢的腐蚀受氧还原过程控制,充足的溶解氧使得低合金钢在其中的腐蚀速率明显高于其在除氧溶液中的腐蚀速率,温度上升加速氧扩散过程,导致低合金钢腐蚀速率上升。在所有的情况下,靠近熔合线的低合金钢的腐蚀速率均明显大于低合金钢母材的腐蚀速率,这主要是由于热影响区组织的不均匀性以及其与邻近的镍基合金焊缝金属之间的电偶腐蚀作用引起的。4.焊缝金属稀释区在模拟压水堆环境下形成的氧化膜随其相邻的熔合线类型变化而变化。其中,紧邻马氏体熔合线旁的稀释区中形成的氧化膜是以尖晶石型单晶氧化物为内层,小颗粒尖晶石型氧化物为外层的双层膜,该区域氧化速率相对较低。这种氧化膜的形成是由于基体中铬含量较低,从而导致氧化初期该区域仅有少量氧化物形核,并且由于临近马氏体的电偶腐蚀效应对其的保护作用,在随后的过程中这些已形核的少量氧化物缓慢生长成单晶内层氧化膜。该区域较低氧化速率的原因是马氏体对其的保护作用以及富铁氧化物在该环境下的稳定性。紧邻光滑熔合线旁的稀释区中形成的氧化膜是由纳米级富铬氧化物作为内层,大颗粒尖晶石型氧化物为外层的双层膜。
陈俊劼[9]（2017）在《预形变不锈钢在模拟压水堆一回路水中的界面反应特征与应力腐蚀开裂行为》文中进行了进一步梳理奥氏体不锈钢在压水堆核电站中主要用于制造一回路主管道、主泵结构部件、堆芯结构部件等,这些部件长期与高温高压的一回路冷却剂接触,存在一定程度的高温水应力腐蚀开裂问题。奥氏体不锈钢由于人为或无法避免的材料预形变会影响其力学性能和反应特性,从而影响在高温水中的应力腐蚀开裂行为。材料特性、受力状态和水化学条件会影响结构材料在高温水中的应力腐蚀开裂行为。研究核电关键结构材料在高温高压水中的力学-化学-材料交互作用下的环境损伤行为是核电站老化和寿命管理的一个重要方面,服役性能评价和机制研究对保障核电站长期、安全、稳定运行具有重要意义,并为我国核电材料自主研发和走出去提供支持。本论文工作主要采用高温高压水应力腐蚀裂纹扩展实验、电化学测试、微观结构表征及断口和表面形貌测试（包括光学显微镜、扫描电子显微镜、电子背散射衍射、透射电子显微镜）等技术,研究了单向冷轧预形变对压水堆核电站关键构件普遍采用的316L不锈钢在模拟核电站冷却剂环境中应力腐蚀开裂和界面反应特性的影响,分析了材料特性、外加载荷和环境介质条件的相互作用,得出以下主要结论:（1）预形变降低了316L不锈钢中的Σ3 CSL晶界比例,增大了316L不锈钢原始晶粒内部的局部取向差。预形变对316L不锈钢在0.05 mol/L H2SO4+0.3mol/L NaCl溶液中阳极溶解的加速效应在-0.135至0.700 V（SCE）的电位范围内较显着。预形变的影响在含有氯化物的硫酸溶液中比在不含氯化物的溶液中更显着。对于固溶态316L不锈钢和预形变20%的316L不锈钢,恒电位极化下的电流密度、点蚀数量和开口点蚀坑直径随着外加电位的增加而增加。在一定外加电位下,预形变增加了点蚀坑的数量,减小了点蚀坑的尺寸。恒电位极化后测试溶液的ICP结果与电流随时间的变化曲线都反映出预形变对316L不锈钢阳极溶解的加速作用。（2）在含氢模拟压水堆一回路水中,预形变对316L不锈钢的电化学行为影响不明显;在含氧模拟压水堆一回路水中,电化学阻抗谱和阳极极化曲线结果表明预形变加速了316L不锈钢的阳极过程。预形变对316L不锈钢在含氧模拟压水堆一回路水中阳极过程的加速作用在开路电位至约0.400 V（SHE）的电位范围内更为明显。（3）在含氢和除氧的模拟压水堆一回路水中,单向冷轧预形变20%的316L不锈钢T-L（CT试样缺口平行于轧制方向）和L-T（CT试样缺口垂直于轧制方向）取向试样在水中原位预制裂纹阶段的裂纹扩展是穿晶疲劳裂纹,试样取向对原位预制裂纹阶段裂纹扩展速率影响不大;T-L取向试样有着比L-T取向试样更高的应力腐蚀裂纹扩展速率和更多的应力腐蚀裂纹分布。L-T取向试样在除氧水中裂纹扩展方向与轧制方向垂直,意味着裂纹前进方向与晶界优先氧化方向不一致,从而产生了裂纹分叉现象。这一现象产生的原因是外加应力和沿着伸长晶粒的晶界的优先氧化路径之间的协同作用,而后者更占主要地位。（4）单次拉伸预过载对冷轧预形变20%的316L不锈钢T-L和L-T取向试样在模拟压水堆一回路环境中应力腐蚀裂纹扩展具有明显的迟滞效应。无过载T-L取向试样断面上有较多的沿晶应力腐蚀裂纹,L-T取向试样只在断面的局部区域间断分布着一些沿晶应力腐蚀裂纹。有过载的T-L和L-T取向试样断面上均没有明显的应力腐蚀开裂迹象。有过载试样断面裂纹前沿发现的伸张区影响其应力腐蚀裂纹扩展。过载引起的残余压应力和外加载荷的共同作用降低了应力腐蚀裂纹扩展的有效驱动力,从而降低裂纹扩展速率。过载试样裂尖前缘负的dK/da（应力强度因子K随裂纹长度的变化梯度）区域在降低应力腐蚀裂纹扩展速率中起重要作用。过载对应力腐蚀裂纹扩展的影响与水化学和应力状态有关。（5）在含氢和含氧的模拟压水堆一回路水中,预形变都加速316L不锈钢的应力腐蚀裂纹扩展。敏化处理对316L不锈钢在模拟压水堆一回路水中应力腐蚀开裂的影响因水化学而异:在含氢水中,敏化处理对应力腐蚀开裂具有减缓作用;在含氧水中,敏化对应力腐蚀开裂具有促进作用。裂尖TEM和断口形貌分析表明晶界碳化物对316L不锈钢在不同高温水化学条件下的应力腐蚀开裂起重要作用。预形变、敏化后预形变以及敏化316L不锈钢在含氧水中的应力腐蚀裂纹扩展速率要大于在含氢水中的应力腐蚀裂纹扩展速率。（6）焊后热处理消除了安全端异种金属焊接件镍基焊接金属-奥氏体不锈钢熔合线附近的部分焊接残余应力,对熔合线附近的成分变化无显着影响。有、无焊后热处理焊接接头中的不锈钢焊接热影响区材料及不锈钢母材在正常水质条件模拟压水堆一回路水中无明显的应力腐蚀开裂迹象,其应力腐蚀开裂速率显着低于在含氧高温水中的应力腐蚀开裂速率,并和不同预形变方式引起的具有不同应力/应变分布的不锈钢在含氢和含氧高温水中的应力腐蚀开裂速率对比,认为安全端异种金属焊接件不锈钢侧焊接热影响区材料在含氢水中极低的应力腐蚀裂纹扩展速率与水化学条件、材料微结构和应力/应变分布状态的共同作用有关。（7）在不同水化学条件的模拟压水堆一回路水中,316L不锈钢在除氧水中的开路电位略高于含氢水中的值,显着低于含氧水中的值。高温水中的溶解氧和溶解氢显着影响电化学阻抗参数。Rct和Rf在含氧水中最高,在含氢水中最低。Cdl和CPEf在含氢水中最高,在含氧水中最低。在各种水化学条件的高温水中,氧化膜随着浸泡时间的增长而生长,Rct和Rf随着浸泡时间的增加而增加,Cdl和CPEf随着浸泡时间的增加而减小。在含氢水和除氧水中形成的氧化物膜在化学成分上相似,外层膜由尖晶石型氧化物组成,内层膜致密且富Cr;但在形态上有所不同,在除氧水中形成的外层氧化物颗粒比在含氢水中形成的外层氧化物颗粒更大且分布更松散。在含氧水中氧化膜的成分和形貌有较大的变化,形成的氧化膜外层为赤铁矿型颗粒,内层膜疏松富Ni。在含氧水中氧化膜外层氧化物颗粒为等轴晶形态,而在含氢和除氧水环境中氧化膜外层氧化物颗粒为棱角分明的多面体形态。电化学测量和氧化膜测试的结果可以评价材料在不同水化学条件下高温水中反应速率随时间的变化。与测试期间稳态或准稳态氧化有关的电化学参数和氧化行为的变化可以更好地为理解应力腐蚀开裂过程提供基本信息。
杨芬[10]（2014）在《核Ⅰ级ER308L氩弧焊丝性能及焊接工艺研究》文中提出本文在综述国内外核电用不锈钢焊材研究现状的基础上，联合上海大西洋焊材有限公司设计并开发了国产核I级ER308L氩弧焊丝，依据法国RCC-M标准中的相关规定测试了该焊丝熔敷金属的成分和力学性能；研究了采用该焊丝TIG焊焊接00Cr18Ni9不锈钢的焊接接头的成分、微观组织和力学性能，并与采用国外核I级ER308L焊丝、国内普通ER308L焊丝焊接的接头进行对比分析；同时对开发的国产核I级ER308L焊丝的焊接工艺参数进行优化，研究了不同焊接电流对00Cr18Ni9不锈钢焊接接头的成分、微观组织和力学性能的影响。熔敷金属试验结果表明：国产核I级ER308L氩弧焊丝熔敷金属的成分符合RCC-M标准，且杂质元素控制严格，S、P含量分别为0.019%和0.009%，远低于标准中的要求；熔敷金属中铁素体含量为10.6%；抗拉强度Rm为667.05Mpa，屈服强度Rp0.2为335.35Mpa，断后伸长率为50.5%，冲击功为90.33J，均符合RCC-M标准中的要求。采用国产核I级ER308L氩弧焊丝在优化的焊接工艺下焊接00Cr18Ni9不锈钢，焊接接头的抗拉强度Rm为636Mpa、屈服强度Rp0.2为327Mpa、断后伸长率A为50%；焊缝中心、熔合线和熔合线+2mm处的冲击值分别为86.70J、104.50J、111.87J；焊缝中铁素体含量为9.8%，均满足RCC-M标准中的要求。在相同的焊接工艺参数条件下，采用国产核I级ER308L氩弧焊丝的焊接接头的拉伸性能均优于国外核I级ER308L焊丝和国内普通ER308L焊丝；在焊缝、熔合线及熔合线+2mm三处的冲击功都比国外核I级焊丝的要高，只在焊缝中心处的冲击功略低于国内普通ER308L焊丝；国产核I级ER308L氩弧焊丝的焊接接头中的铁素体含量为9.8%，其接头的耐腐蚀和抗热裂等性能均较佳。焊接工艺参数对接头性能有明显影响，采用研发的国产核Ⅰ级ER308L氩弧焊丝在120A的焊接电流下所得接头的综合力学性能最佳，且焊缝中铁素体含量较为合适。过大或过小的焊接电流均不利于接头综合力学性能，随焊接电流增大到140A，焊缝中铁素体含量超出标准范围。
二、20HR钢板及其焊接材料在核电站中的应用（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、20HR钢板及其焊接材料在核电站中的应用（论文提纲范文）
（1）超声冲击处理对核电用不锈钢焊接接头局部腐蚀行为的影响（论文提纲范文）
| 中文摘要 |
| 英文摘要 |
| 主要符号及字母缩略表 |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 引言 |
| 1.2 乏燃料池功能结构和国内外腐蚀泄露问题及相关研究 |
| 1.2.1 乏燃料水池概述 |
| 1.2.2 国内常温水池不锈钢腐蚀失效及相关研究 |
| 1.2.3 国外常温水池不锈钢腐蚀问题相关研究 |
| 1.3 不锈钢概述 |
| 1.3.1 奥氏体不锈钢 |
| 1.3.2 双相不锈钢 |
| 1.4 不锈钢局部腐蚀 |
| 1.4.1 应力腐蚀破裂 |
| 1.4.2 点腐蚀 |
| 1.4.3 缝隙腐蚀 |
| 1.5 表面强化技术概述 |
| 1.5.1 超声冲击处理原理、特点及应用 |
| 1.5.2 超声冲击处理对腐蚀破裂的影响 |
| 1.6 本文研究意义和内容 |
| 1.6.1 研究意义 |
| 1.6.2 研究内容 |
| 第二章 试验材料和试验方法 |
| 2.1 试验材料 |
| 2.2 金相组织表征 |
| 2.3 表面粗糙度测试 |
| 2.4 硬度测试 |
| 2.5 残余应力测试 |
| 2.6 腐蚀试验方法 |
| 2.6.1 应力腐蚀试验 |
| 2.6.2 点蚀试验 |
| 2.6.3 缝隙腐蚀试验 |
| 第三章 组织结构和残余应力等表征 |
| 3.1 金相显微组织的变化 |
| 3.2 表面粗糙度的变化 |
| 3.3 硬度的变化 |
| 3.4 残余应力的变化 |
| 3.5 本章小结 |
| 第四章 超声冲击处理对应力腐蚀破裂的影响 |
| 4.1 沸腾氯化镁溶液中的应力腐蚀破裂试验结果与讨论 |
| 4.1.1 U型弯曲试样试验 |
| 4.1.2 双梁弯曲试样试验 |
| 4.2 模拟溶液中的SCC试验结果与讨论 |
| 4.2.1 U型弯曲试样试验 |
| 4.2.2 双梁弯曲试样试验 |
| 4.3 高温高压水中SCC试验结果与讨论 |
| 4.4 本章小结 |
| 第五章 点蚀和缝隙腐蚀行为的研究 |
| 5.1 三氯化铁中点蚀试验结果与讨论 |
| 5.2 模拟溶液中点蚀试验结果与讨论 |
| 5.2.1 60℃饱和硼酸中动电位极化曲线 |
| 5.2.2 60℃饱和硼酸+200 mg/L Cl~-溶液中动电位极化曲线 |
| 5.2.3 40℃饱和硼酸+200 mg/L Cl~-溶液中动电位极化曲线 |
| 5.3 模拟溶液中缝隙腐蚀试验结果与讨论 |
| 5.4 本章小结 |
| 第六章 全文总结和展望 |
| 6.1 全文总结 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在学期间发表的学术论文和参加科研情况 |
（2）核级奥氏体合金及其焊缝金属高温高压水环境疲劳行为研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 引言 |
| 1.2 PWRs核电站压力容器接管安全端焊接接头结构与材料 |
| 1.2.1 PWRs核电站结构及运行环境 |
| 1.2.2 RPV接管安全端焊接接头结构与材料 |
| 1.2.3 RPV接管安全端焊接接头失效案例 |
| 1.3 PWRs核电站RPV接管安全端材料环境力学损伤 |
| 1.3.1 奥氏体不锈钢环境力学损伤 |
| 1.3.2 奥氏体不锈钢焊缝金属环境力学损伤 |
| 1.3.3 镍基合金焊缝金属环境力学损伤 |
| 1.4 目前研究存在问题和本文研究内容 |
| 第二章 GBE处理对主管道用316LN不锈钢高温高压水环境疲劳性能的影响 |
| 2.1 实验材料和方法 |
| 2.1.1 实验材料 |
| 2.1.2 晶界组织表征 |
| 2.1.3 高温高压水EAF测试 |
| 2.1.4 裂纹形貌观察 |
| 2.2 实验结果 |
| 2.2.1 微观组织 |
| 2.2.2 低周疲劳寿命 |
| 2.2.3 表面形貌和断口特征 |
| 2.2.4 MSCs萌生和扩展 |
| 2.3 讨论 |
| 2.4 本章小结 |
| 第三章 二代PWRs核电站压力容器接管安全端308L不锈钢焊缝环境疲劳行为研究 |
| 3.1 实验材料和方法 |
| 3.1.1 实验材料 |
| 3.1.2 微观组织表征 |
| 3.1.3 高温高压水EAF测试 |
| 3.2 实验结果 |
| 3.2.1 微观组织 |
| 3.2.2 低周疲劳寿命 |
| 3.2.3 断口特征 |
| 3.2.4 长裂纹和短裂纹生长行为 |
| 3.3 讨论 |
| 3.3.1 DO、应变速率和应变幅对EAF行为的影响 |
| 3.3.2 EAF开裂机理 |
| 3.4 本章小结 |
| 第四章 二代PWRs核电站压力容器接管安全端焊接接头环境疲劳性能差异研究 |
| 4.1 实验材料和方法 |
| 4.1.1 实验材料 |
| 4.1.2 拉伸实验 |
| 4.1.3 高温高压水EAF测试 |
| 4.2 实验结果 |
| 4.2.1 微观组织 |
| 4.2.2 拉伸性能 |
| 4.2.3 低周疲劳寿命 |
| 4.2.4 氧化物形貌及元素深度分析 |
| 4.2.5 裂纹生长路径和断口形貌 |
| 4.2.6 位错组态 |
| 4.3 讨论 |
| 4.3.1 残余应变和腐蚀在EAF过程中的作用 |
| 4.3.2 δ铁素体在EAF过程中的作用 |
| 4.4 本章小结 |
| 第五章 三代PWRs核电站压力容器接管安全端52/52M镍基合金焊缝环境疲劳行为研究 |
| 5.1 实验材料和方法 |
| 5.1.1 材料和试样 |
| 5.1.2 高温高压水EAF测试 |
| 5.2 实验结果 |
| 5.2.1 微观组织 |
| 5.2.2 低周疲劳寿命 |
| 5.2.3 裂纹生长路径 |
| 5.2.4 断口分析 |
| 5.3 讨论 |
| 5.3.1 断裂几何对EAF裂纹萌生的影响 |
| 5.3.2 断裂几何对EAF裂纹扩展的影响 |
| 5.4 本章小结 |
| 第六章 结论 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在读期间发表的学术论文与取得的其他成果 |
| 作者简介 |
（3）核电站结构材料在常温环境的耐蚀性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 绪论 |
| 1.1 前言 |
| 1.2 核电站结构材料的常见的腐蚀类型 |
| 1.2.1 应力腐蚀 |
| 1.2.2 点蚀 |
| 1.2.3 电偶腐蚀 |
| 1.3 核电站结构材料的发展 |
| 1.3.1 包壳材料 |
| 1.3.2 堆内构件材料 |
| 1.3.3 反应堆回路材料 |
| 1.3.4 压力容器材料 |
| 1.3.5 蒸汽发生器材料 |
| 1.4 研究目的、意义及内容 |
| 2 实验介绍 |
| 2.1 技术路线 |
| 2.2 实验材料 |
| 2.3 实验设备及药品 |
| 2.3.1 实验设备 |
| 2.3.2 实验药品 |
| 2.4 实验过程 |
| 2.4.1 金相制备 |
| 2.4.2 浸泡实验 |
| 2.4.3 中性盐雾实验 |
| 2.4.4 腐蚀电化学测量 |
| 2.4.5 组织及腐蚀形貌观察及成分分析 |
| 2.5 本章小结 |
| 3 低合金钢的耐蚀性研究 |
| 3.1 材料的金相组织分析 |
| 3.2 浸泡实验 |
| 3.3 中性盐雾实验 |
| 3.4 材料的极化曲线及阻抗谱 |
| 3.5 本章小节 |
| 4 焊接件的耐蚀性研究 |
| 4.1 材料的金相组织分析 |
| 4.2 浸泡实验 |
| 4.3 中性盐雾实验 |
| 4.4 材料的极化曲线及阻抗谱 |
| 4.5 本章小结 |
| 5 全文总结及展望 |
| 5.1 总结 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
（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）核电厂房抗大型商用飞机撞击的计算模型与动力响应性能研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 主要符号表 |
| 1 绪论 |
| 1.1 研究背景与意义 |
| 1.1.1 国内外核电发展概况 |
| 1.1.2 核电站承受飞机撞击的威胁 |
| 1.2 国内外相关工作研究进展 |
| 1.2.1 飞机撞击荷载时程曲线 |
| 1.2.2 飞机撞击下核电厂房的整体效应和局部效应 |
| 1.2.3 飞机撞击引起的振动效应和火灾效应 |
| 1.2.4 小节 |
| 1.3 本文主要研究思路和内容 |
| 2 基于Riera模型分析安全壳半径和飞机撞击角度对飞机机身、机翼和引擎撞击力的影响 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 飞机有限元模型 |
| 2.2.1 空客A340-300飞机 |
| 2.2.2 波音767-200ER飞机 |
| 2.3 飞机材料参数的选取 |
| 2.4 飞机有限元模型的验证 |
| 2.5 安全壳半径对撞击力的影响 |
| 2.6 撞击角度对撞击力的影响 |
| 2.7 本章小结 |
| 3 具有隔震构造的核电安全壳在飞机撞击作用下的动力响应分析 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 CPR1000安全壳 |
| 3.2.1 CPR1000安全壳模型的建立 |
| 3.2.2 混凝土本构模型 |
| 3.2.3 金属本构模型 |
| 3.2.4 CPR1000模型的验证 |
| 3.3 隔震支座 |
| 3.4 飞机撞击荷载时程曲线 |
| 3.5 安全壳在飞机撞击作用下的数值分析结果 |
| 3.5.1 安全壳塑性区域分布 |
| 3.5.2 安全壳位移响应分析 |
| 3.5.3 安全壳振动响应分析 |
| 3.6 本章小结 |
| 4 具有隔震构造的某三代核电厂房在大型商用飞机撞击作用下的动力响应分析 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 核电站有限元模型 |
| 4.2.1 混凝土本构模型和钢板本构模型的选取 |
| 4.2.2 核电厂房模型的验证 |
| 4.3 隔震支座的选取 |
| 4.4 数值分析结果 |
| 4.4.1 核电厂房损伤区域分布 |
| 4.4.2 核电厂房位移响应分析 |
| 4.4.3 核电厂房加速度响应分析 |
| 4.5 本章小结 |
| 5 考虑SSI效应的某三代核电厂房在飞机撞击作用下的动力响应的分析 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 某三代核电厂房和地基有限元模型 |
| 5.2.1 某三代核电厂房有限元模型 |
| 5.2.2 地基有限元模型 |
| 5.3 数值分析结果 |
| 5.3.1 核电厂房振动响应的分析 |
| 5.3.2 地基中振动响应的分析 |
| 5.3.3 基础埋置对核电厂房振动响应的影响 |
| 5.3.4 撞击方向对核电厂房振动响应的影响 |
| 5.3.5 撞击高度对核电厂房振动响应的影响 |
| 5.4 本章小结 |
| 6 某四代核电厂房抗大型商用飞机撞击性能的研究 |
| 6.1 引言 |
| 6.2 核电厂房有限元模型 |
| 6.2.1 核电厂房钢筋布置方案 |
| 6.2.2 混凝土本构参数的选取 |
| 6.2.3 核岛厂房网格敏感性分析 |
| 6.3 核岛厂房抗飞机撞击动力响应分析 |
| 6.3.1 飞机撞击角度对核岛厂房动力响应的影响 |
| 6.3.2 拉筋对核岛厂房抗飞机撞击性能的影响 |
| 6.3.3 空冷塔结构对核岛厂房抗飞机撞击性能的影响 |
| 6.3.4 穹顶结构抗飞机撞击性能的研究 |
| 6.4 乏燃料厂房抗飞机撞击动力响应的比较分析 |
| 6.4.1 不同撞击位置对乏燃料厂房动力响应的影响 |
| 6.4.2 不同配筋方案对乏燃料厂房抗飞机撞击性能的影响 |
| 6.5 本章小结 |
| 7 结论与展望 |
| 7.1 结论 |
| 7.2 创新点 |
| 7.3 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读博士学位期间科研项目及科研成果 |
| 致谢 |
| 作者简介 |
（6）表面纳米化316LN不锈钢抗辐照及耐腐蚀性能研究（论文提纲范文）
| 致谢 |
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 引言 |
| 2 绪论 |
| 2.1 研究背景 |
| 2.2 奥氏体不锈钢在核电站中的主要应用 |
| 2.2.1 核电站主管道 |
| 2.2.2 核级阀门 |
| 2.2.3 堆内构件 |
| 2.3 奥氏体不锈钢的辐照损伤与腐蚀失效 |
| 2.3.1 奥氏体不锈钢的辐照损伤 |
| 2.3.2 奥氏体不锈钢的腐蚀失效 |
| 2.4 材料的表面纳米化 |
| 2.4.1 纳米化机理 |
| 2.4.2 常用的纳米化方法 |
| 2.4.3 梯度纳米结构的优势 |
| 2.5 本研究的意义和内容 |
| 2.5.1 选题意义 |
| 2.5.2 研究内容 |
| 3 实验材料方法 |
| 3.1 实验材料与样品制备 |
| 3.2 试验方法 |
| 3.2.1 氦离子模拟中子辐照 |
| 3.2.2 X射线衍射 |
| 3.2.3 力学性能测试 |
| 3.2.4 电化学测试 |
| 3.2.5 X射线光电子能谱 |
| 3.2.6 拉曼光谱 |
| 3.2.7 微观组织观察分析 |
| 4 RASP对316LN SS组织及性能的影响 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 实验材料与方法 |
| 4.3 X射线衍射分析 |
| 4.4 微观组织观察 |
| 4.4.1 透射电镜分析 |
| 4.4.2 截面扫描电镜观察 |
| 4.5 力学性能测试 |
| 4.6 本章小结 |
| 5 RASP对316LN SS抗辐照性能的影响 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 实验材料与方法 |
| 5.3 实验结果与讨论 |
| 5.3.1 辐照剂量计算 |
| 5.3.2 辐照层XRD分析 |
| 5.3.3 硬度分析测试 |
| 5.3.4 压痕形貌分析 |
| 5.3.5 辐照氦泡形貌观察 |
| 5.4 本章小结 |
| 6 RASP对316LN SS耐腐蚀性能的影响 |
| 6.1 引言 |
| 6.2 实验材料及方法 |
| 6.3 电化学分析测试 |
| 6.3.1 动电位极化曲线测试 |
| 6.3.2 钝化膜电化学阻抗测试 |
| 6.3.3 钝化膜中的缺陷密度分析 |
| 6.4 钝化膜成分结构分析 |
| 6.4.1 XPS分析 |
| 6.4.2 微观组织观察 |
| 6.4.3 钝化膜形成过程 |
| 6.5 本章小结 |
| 7 梯度纳米结构316LN SS电化学行为 |
| 7.1 引言 |
| 7.2 实验材料及方法 |
| 7.3 逐层电化学测试 |
| 7.3.1 EIS测试 |
| 7.3.2 载流子密度计算 |
| 7.4 钝化膜及其衬底的显微分析 |
| 7.4.1 XPS测试 |
| 7.4.2 衬底微观组织观察 |
| 7.4.3 透射电镜观察 |
| 7.5 本章小结 |
| 8 高温高压水环境下纳米结构对不锈钢氧化膜的影响 |
| 8.1 引言 |
| 8.2 实验材料与方法 |
| 8.3 氧化膜形貌观察 |
| 8.4 拉曼光谱分析 |
| 8.5 氧化膜电化学测试 |
| 8.5.1 动电位极化曲线测试 |
| 8.5.2 电化学阻抗测试 |
| 8.6 本章小结 |
| 9 结论、创新点及展望 |
| 参考文献 |
| 作者简历及在学研究成果 |
| 学位论文数据集 |
（7）核电站用热室屏蔽门设计及研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 核电站辐射屏蔽研究 |
| 1.2.2 热室屏蔽门设计理论研究 |
| 1.3 研究内容及技术路线 |
| 1.3.1 研究内容 |
| 1.3.2 技术路线 |
| 1.4 本章小结 |
| 第二章 核电站用热室屏蔽门总体方案设计 |
| 2.1 热室屏蔽门设计要求 |
| 2.2 热室屏蔽门设计准则 |
| 2.3 总体方案设计 |
| 2.3.1 热室屏蔽门结构类型方案 |
| 2.3.2 门扇结构方案 |
| 2.3.3 压紧锁紧结构方案 |
| 2.3.4 铰链结构方案 |
| 2.3.5 辐射防护材料方案 |
| 2.4 本章小结 |
| 第三章 核电站用热室屏蔽门结构设计 |
| 3.1 热室屏蔽门结构设计 |
| 3.1.1 总体结构设计 |
| 3.1.2 门框结构设计 |
| 3.1.3 门扇结构设计 |
| 3.1.4 压紧锁紧结构设计 |
| 3.1.5 铰链结构设计 |
| 3.2 热室屏蔽门关键零部件设计与选型分析 |
| 3.2.1 铰链轴设计及分析 |
| 3.2.2 铰链轴轴承选型及分析 |
| 3.3 本章小结 |
| 第四章 核电站用热室屏蔽门中子屏蔽性能研究 |
| 4.1 材料中子吸收行为 |
| 4.1.1 一般吸收规律 |
| 4.1.2 钢与含硼板组合屏蔽材料的中子屏蔽性能理论分析 |
| 4.2 中子透过率理论计算 |
| 4.3 钢与含硼板组合屏蔽材料的Monte Carlo模拟与分析 |
| 4.3.1 MCNP程序在中子输运过程中的应用 |
| 4.3.2 MCNP计算模型的建立 |
| 4.3.3 中子能量对中子透过率的影响 |
| 4.3.4 组合屏蔽材料类型对中子透过率的影响 |
| 4.3.5 组合屏蔽材料含硼板厚度对中子透过率的影响 |
| 4.4 钢与含硼板组合屏蔽材料的中子屏蔽性能试验研究 |
| 4.4.1 中子屏蔽性能试验方法 |
| 4.4.2 试验仪器与步骤 |
| 4.4.3 试验结果与分析 |
| 4.5 本章小结 |
| 第五章 核电站用热室屏蔽门力学性能研究 |
| 5.1 热室屏蔽门有限分析方法 |
| 5.1.1 机械结构有限分析方法 |
| 5.1.2 流固耦合分析计算理论 |
| 5.2 热室屏蔽门有限元模型建立 |
| 5.3 热室屏蔽门力学仿真与分析 |
| 5.4 热室屏蔽门结构优化设计 |
| 5.5 热室屏蔽门静载变形试验 |
| 5.5.1 静载变形试验方法 |
| 5.5.2 试验仪器与步骤 |
| 5.5.3 试验结果与分析 |
| 5.6 热室屏蔽门含硼板力学性能试验 |
| 5.6.1 力学性能试验方法 |
| 5.6.2 试验仪器与步骤 |
| 5.6.3 试验结果与分析 |
| 5.7 本章小结 |
| 第六章 结论与展望 |
| 6.1 结论 |
| 6.2 不足与展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读硕士学位期间取得的主要学术成果 |
（8）核电站安全端低合金钢侧焊接熔合线区域的组织及腐蚀行为（论文提纲范文）
| 致谢 |
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 引言 |
| 2 文献综述 |
| 2.1 异种金属焊接件的微观组织 |
| 2.1.1 焊缝金属 |
| 2.1.2 低合金钢热影响区 |
| 2.1.3 焊接熔合区 |
| 2.2 异种金属焊接件各部位的腐蚀行为 |
| 2.2.1 低合金钢的腐蚀行为 |
| 2.2.2 焊缝金属的腐蚀 |
| 2.2.3 镍基合金与低合金钢之间的电偶腐蚀 |
| 2.2.4 异种金属焊接件焊接界面处的腐蚀 |
| 2.3 异种金属焊接件各部位的高温氧化行为 |
| 2.4 研究的目的、内容及创新点 |
| 2.4.1 研究目的及意义 |
| 2.4.2 研究内容及技术路线 |
| 2.4.3 主要创新点 |
| 3 研究方案 |
| 3.1 实验材料 |
| 3.2 实验设备和参数 |
| 3.2.1 常压下的局部腐蚀与均匀腐蚀实验 |
| 3.2.2 高温高压水氧化行为实验设备及参数 |
| 3.3 实验表征方法 |
| 3.3.1 安全端低合金钢侧接头各部位组织表征 |
| 3.3.2 安全端低合金钢侧接头及其母材在室温下的局部腐蚀行为的表征 |
| 3.3.3 安全端低合金钢侧接头及其母材的均匀腐蚀行为表征 |
| 3.3.4 安全端低合金钢侧接头在模拟压水堆环境下的氧化行为的表征 |
| 4 核电站安全端低合金钢侧接头的组织 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 焊缝金属的组织 |
| 4.3 低合金钢母材及热影响区的组织 |
| 4.4 熔合线区域的组织 |
| 4.5 马氏体层表征 |
| 4.6 分析和讨论 |
| 4.7 本章小结 |
| 5 核电站安全端低合金钢侧接头及母材在室温下的局部腐蚀研究 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 低合金钢的点蚀 |
| 5.3 焊缝金属的晶间腐蚀 |
| 5.4 分析和讨论 |
| 5.5 本章小结 |
| 6 核电站安全端低合金钢侧接头及母材的均匀腐蚀行为及其与环境参数的相关性 |
| 6.1 引言 |
| 6.2 温度对熔合线区域及母材腐蚀行为的影响 |
| 6.3 溶解氧对熔合线区域及母材的腐蚀行为的影响 |
| 6.4 溶液浓度对熔合线区域及母材腐蚀行为的影响 |
| 6.5 分析和讨论 |
| 6.6 本章小结 |
| 7 核电站安全端低合金钢侧接头在模拟压水堆环境下的氧化行为 |
| 7.1 引言 |
| 7.2 焊缝金属和低合金钢母材的氧化行为 |
| 7.3 熔合线区域的氧化行为 |
| 7.4 讨论 |
| 7.5 本章小结 |
| 8 熔合线马氏体对核电站安全端低合金钢侧接头的腐蚀影响的讨论 |
| 8.1 引言 |
| 8.2 马氏体熔合线的腐蚀行为 |
| 8.3 本章小结 |
| 9 主要结论及工作展望 |
| 9.1 主要结论 |
| 9.2 工作展望 |
| 参考文献 |
| 作者简历及在学研究成果 |
| 学位论文数据集 |
（9）预形变不锈钢在模拟压水堆一回路水中的界面反应特征与应力腐蚀开裂行为（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 选题背景 |
| 1.1.1 核电材料与核电安全 |
| 1.1.2 核电结构材料的应力腐蚀开裂问题 |
| 1.1.3 研究课题的选择及意义 |
| 1.2 核电材料高温水中应力腐蚀开裂 |
| 1.2.1 高温水应力腐蚀开裂机理和预测模型 |
| 1.2.2 高温水中应力腐蚀开裂的影响因素 |
| 1.3 预形变对奥氏体不锈钢在高温水中应力腐蚀开裂和界面反应的影响 |
| 1.3.1 奥氏体不锈钢形变的金属物理基础 |
| 1.3.2 预形变对奥氏体不锈钢在高温水中应力腐蚀开裂的影响 |
| 1.3.3 预形变对奥氏体不锈钢在高温水中界面反应行为的影响 |
| 1.4 本论文研究工作的主要目的和内容 |
| 第二章 实验材料及实验方法 |
| 2.1 实验材料及处理 |
| 2.1.1 实验材料 |
| 2.1.2 材料处理 |
| 2.2 化学试剂 |
| 2.3 实验方法和仪器 |
| 2.3.1 常温常压电化学测试 |
| 2.3.2 高温高压环境中腐蚀和应力腐蚀测试 |
| 2.4 显微分析测试 |
| 2.4.1 显微硬度测试 |
| 2.4.2 光学显微镜观察 |
| 2.4.3 扫描电子显微镜（SEM）观察 |
| 2.4.4 电子背散射衍射（EBSD）分析 |
| 2.4.5 双束聚焦离子束（DB-FIB）样品制备 |
| 2.4.6 透射电子显微镜（TEM）观察 |
| 2.4.7 拉曼光谱（Raman spectra）分析 |
| 2.4.8 X射线光电子能谱（XPS）分析 |
| 2.4.9 电感耦合等离子体原子发射光谱仪（ICP-OES）分析 |
| 第三章 预形变对 316L不锈钢阳极过程和电化学行为的影响 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 实验 |
| 3.3 结果与讨论 |
| 3.3.1 316L-SA和 316L-CR的显微结构特征 |
| 3.3.2 常温介质中动电位极化结果 |
| 3.3.3 常温介质中恒电位极化结果 |
| 3.3.4 高温介质中电化学结果 |
| 3.4 结论 |
| 第四章 轧制取向和水化学对 316L不锈钢在模拟压水堆一回路水中应力腐蚀开裂行为的影响 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 实验 |
| 4.3 结果与讨论 |
| 4.3.1 含氢水环境中的应力腐蚀开裂行为 |
| 4.3.2 除氧水环境中的应力腐蚀开裂行为 |
| 4.3.3 轧制取向对应力腐蚀开裂行为的影响 |
| 4.4 结论 |
| 第五章 预过载对预形变 316L不锈钢在模拟压水堆一回路水中应力腐蚀开裂行为的迟滞效应 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 实验 |
| 5.3 结果与讨论 |
| 5.3.1 有、无过载T-L取向试样的应力腐蚀开裂行为 |
| 5.3.2 有、无过载L-T取向试样的应力腐蚀开裂行为 |
| 5.3.3 过载后裂尖力学以及相应的裂纹扩展迟滞 |
| 5.3.4 与含氧高温水中过载效应的比较 |
| 5.4 结论 |
| 第六章 预形变和敏化对 316L不锈钢在不同水化学的模拟压水堆一回路水中应力腐蚀开裂行为的影响 |
| 6.1 引言 |
| 6.2 实验 |
| 6.3 结果与讨论 |
| 6.3.1 316SHT、316CR和 316SHT/CR试样的显微组织 |
| 6.3.2 在含氢水中的应力腐蚀开裂行为 |
| 6.3.3 在含氧水中的应力腐蚀开裂行为 |
| 6.3.4 预形变和敏化对应力腐蚀开裂的影响 |
| 6.4 结论 |
| 第七章 焊后热处理对安全端异种金属焊接件不锈钢侧应力腐蚀开裂行为的影响 |
| 7.1 引言 |
| 7.2 实验 |
| 7.3 结果与讨论 |
| 7.3.1 镍基焊接金属-奥氏体不锈钢熔合线附近显微组织特征 |
| 7.3.2 不锈钢焊接热影响区材料及不锈钢母材的应力腐蚀开裂行为 |
| 7.4 结论 |
| 第八章 316L不锈钢在不同水化学条件的模拟压水堆一回路水中的界面反应和氧化成膜特性 |
| 8.1 引言 |
| 8.2 实验 |
| 8.3 结果与讨论 |
| 8.3.1 电化学行为 |
| 8.3.2 氧化膜形貌和特性 |
| 8.3.3 水化学对界面反应和氧化膜性能的影响 |
| 8.4 结论 |
| 第九章 结论与创新点 |
| 9.1 主要结论 |
| 9.2 主要创新点 |
| 参考文献 |
| 作者在攻读博士学位期间公开发表的论文 |
| 作者在攻读博士学位期间参与的项目 |
| 致谢 |
（10）核Ⅰ级ER308L氩弧焊丝性能及焊接工艺研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 目录 |
| Contents |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 核电焊材的研究现状 |
| 1.1.1 核电材料的使用要求及应用范围 |
| 1.1.2 我国核电焊材的发展现状 |
| 1.2 核级不锈钢焊材在核电中的应用 |
| 1.2.1 核电不锈钢的使用和应用范围 |
| 1.2.2 我国核级不锈钢焊材的研究现状 |
| 1.3 奥氏体不锈钢焊材在核电中的应用 |
| 1.4 本课题研究目的及意义 |
| 1.5 本课题研究内容 |
| 第2章 试验材料、设备及方法 |
| 2.1 试验材料 |
| 2.2 试验设备 |
| 2.3 试验方法 |
| 2.3.1 熔敷金属试验 |
| 2.3.2 国内外的不同焊丝性能对比试验 |
| 2.3.3 国产 ER308L 的工艺优化试验 |
| 2.4 焊接接头力学性能试验 |
| 2.4.1 拉伸试验 |
| 2.4.2 冲击试验 |
| 2.5 微观组织分析 |
| 2.5.1 焊接接头的金相组织分析 |
| 2.5.2 冲击断口形貌分析 |
| 2.6 焊接接头的成分分析 |
| 第3章 国产核Ⅰ级 ER308L 氩弧焊丝制备工艺 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 奥氏体不锈钢焊缝的性能要求 |
| 3.3 焊丝的成分设计及制备 |
| 3.3.1 焊丝成分设计 |
| 3.3.2 焊丝的制备 |
| 3.3.3 焊丝的制备过程中出现的问题及解决方法 |
| 3.4 熔敷金属试验结果及分析 |
| 3.4.1 熔敷金属拉伸试验结果及分析 |
| 3.4.2 熔敷金属冲击试验结果及分析 |
| 3.4.3 熔敷金属成分分析 |
| 3.5 小结 |
| 第4章 核 I 级 ER308L 氩弧焊丝性能 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 焊接接头力学性能分析 |
| 4.2.1 拉伸性能分析 |
| 4.2.2 冲击性能分析 |
| 4.3 焊接接头微观组织分析 |
| 4.3.1 接头微观组织分析 |
| 4.4 焊接接头成分分析 |
| 4.5 小结 |
| 第5章 国产核 I 级 ER308L 氩弧焊丝焊接工艺 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 焊接接头力学性能分析 |
| 5.2.1 拉伸试验性能分析 |
| 5.2.2 冲击性能分析 |
| 5.3 焊接接头微观组织分析 |
| 5.3.1 接头金相组织分析 |
| 5.4 焊接接头成分分析 |
| 5.5 小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的学术论文 |
| 致谢 |
| 详细摘要 |
四、20HR钢板及其焊接材料在核电站中的应用（论文参考文献）
- [1]超声冲击处理对核电用不锈钢焊接接头局部腐蚀行为的影响[D]. 闫晓波. 机械科学研究总院, 2021(01)
- [2]核级奥氏体合金及其焊缝金属高温高压水环境疲劳行为研究[D]. 高军. 中国科学技术大学, 2021
- [3]核电站结构材料在常温环境的耐蚀性研究[D]. 康凯. 西华大学, 2021(02)
- [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]核电厂房抗大型商用飞机撞击的计算模型与动力响应性能研究[D]. 梅润雨. 大连理工大学, 2020(01)
- [6]表面纳米化316LN不锈钢抗辐照及耐腐蚀性能研究[D]. 陈旭东. 北京科技大学, 2020
- [7]核电站用热室屏蔽门设计及研究[D]. 李冲. 扬州大学, 2020(04)
- [8]核电站安全端低合金钢侧焊接熔合线区域的组织及腐蚀行为[D]. 陈子瑞. 北京科技大学, 2020(01)
- [9]预形变不锈钢在模拟压水堆一回路水中的界面反应特征与应力腐蚀开裂行为[D]. 陈俊劼. 上海大学, 2017(02)
- [10]核Ⅰ级ER308L氩弧焊丝性能及焊接工艺研究[D]. 杨芬. 江苏科技大学, 2014(03)