国产核级304不锈钢高温高压水缝隙腐蚀行为与机理研究的任务书.docx

国产核级304不锈钢高温高压水缝隙腐蚀行为与机理研究的任务书
任务书
一、研究背景
核电站作为一项重要的电力供应设施，在全球范围内得到了广泛的应用。其中核反应堆压力容器（RPV）是核电站主要的核安全设备之一，是核反应堆的关键部件。核反应堆中，其对于容器的储存和运输、核反应堆的持续运行和停止、燃料装卸、燃料损失控制以及事故现场作业等都具有重要的意义。而RPV的压力容器必须经受住高温高压水环境的考验，因此具有很强的耐腐蚀性。
在RPV工作过程中，由于水中的气体、离子、放射性核素等会加速焊接接头的腐蚀，会引起管壁出现裂缝、孔洞等缺陷，最终导致压力容器失效。因此，对压力容器的高温高压水环境下腐蚀行为和机理进行深入研究，对保证核电站的稳定运行、确保人类安全具有十分重要的现实意义。
二、研究目的
本研究旨在深入研究国产核级304不锈钢在高温高压水环境下的缝隙腐蚀行为及其机理，为RPV在高温高压水环境下的运行提供科学依据。
三、研究内容
1.样品制备
选取国产核级304不锈钢，按照压力容器工艺进行网罩管焊接，制备出不同缝隙宽度（0.05mm、0.1mm、0.2mm）的焊接接头样品。
2.腐蚀试验
将样品置于高温高压水环境中，通过恒温加热、恒压流量的方式进行慢腐蚀试验，探究国产核级304不锈钢的缝隙腐蚀行为。
3.试验分析
利用光学显微镜、扫描电子显微镜、能谱分析等手段对试验结果进行分析和研究。根据实验结果，建立国产核级304不锈钢高温高压水环境下的缝隙腐蚀模型。
四、进度安排
第一月：研究现有文献，制订详细研究计划
第二月：样品制备及试验前准备
第三到五月：试验进行及数据分析
第六到七月：论文撰写及口头报告准备
第八月：完成毕业论文工作
五、预期成果
通过本研究，预计可以得到以下成果：
1.对国产核级304不锈钢高温高压水环境下的缝隙腐蚀行为进行了深入研究，揭示了缝隙宽度、腐蚀时间等因素对腐蚀行为的影响。
2.建立了国产核级304不锈钢高温高压水环境下的缝隙腐蚀模型，为核反应堆压力容器的设计和监测提供了科学依据。
3.提出在RPV压力容器的设计、制造和检测过程中应注意的关键问题，为核电站的安全稳定运行提供了现实帮助。
六、参考文献
1.YasuyukiSOHMA,Jun-yaUMEMURA,YutoHAGIWARA.StresscorrosioncrackingsusceptibilityofType304stainlesssteelinsimulatedBWRhigh-temperaturewatercontaininghydrogenperoxideanddissolvedhydrogen.JournalofNuclearMaterials,2016,473:80-85.
2.MitsuoSato,BingQiu,YuichiIshikawa.Effectofcoldworkonintergranularstresscorrosioncrackingof304stainlesssteelinsimulatedBWRhigh-temperaturewater.MaterialsScienceandEngineering，2011，A528：1717-1722.
3.ShigehitoIsobe,TomohiroTakazaki,YoichiSugano.EvaluationofStressCorrosionCrackingBehaviourofWeldedType316LStainlessSteelUnderBWRCondition.JournalofNuclearMaterials，2016，478：183-189.