30万千瓦压水堆核电站设备与材料的腐蚀与防护

中国腐蚀与防护学报

1983, Vol. 3

Issue (3): 197-197

研究报告

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30万千瓦压水堆核电站设备与材料的腐蚀与防护

卢大容

七二八工程研究设计院

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全文: PDF(132 KB)

摘要: <正> 本文介绍我国自建第一座核电站中的腐蚀研究工作,试验表明所选择的堆结构材料的耐蚀性能是符合设计要求的,可用于工程建设中。一回路系统的 Zr-4包壳材料、GH-169定位格架和弹簧材料及钎焊料,压力壳堆焊不锈层和镍基密封面材料、控制棒组件材料和驱动机构材料等的静、动水腐蚀率都小于10mdm。在一回路含硼水中,经2000～5000小时试验未发生应力、小孔、电偶、缝隙腐蚀。根据腐蚀产物释放速率制定了一、二回路的水质标准。二回路系统通过试验和调查,选用 In-800作为蒸汽发生器传热管、工业纯钛作为主冷凝器和热交换器传热管和管板材料。分析了辅助系统中不锈钢及碳钢的腐蚀原因。选择了合适的缓蚀方法和耐γ辐照的油漆涂料。并最后对今后开展的研究项目提出了具体意见。

收稿日期: 1983-06-25

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引用本文:

卢大容. 30万千瓦压水堆核电站设备与材料的腐蚀与防护[J]. 中国腐蚀与防护学报, 1983, 3(3): 197-197.
. . J Chin Soc Corr Pro, 1983, 3(3): 197-197.

链接本文:

https://www.jcscp.org/CN/ 或 https://www.jcscp.org/CN/Y1983/V3/I3/197

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