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控Cr材料耐流动加速腐蚀性能研究被引量：3: 2019年; 在核电厂二回路中,流动加速腐蚀是造成管道减薄和开裂的主要原因。根据工程经验和实验室数据,添加一定量的Cr可以大大降低流动加速腐蚀速率。P11和WB36CN1两种控Cr材料已经在核电厂建设过程中广泛采用,本文通过核电厂二回路试验平台研究了这两种材料在单相流和气液两相流中的耐流动加速腐蚀性能。结果表明,无论单相流还是气液两相流条件下,P11和WB36CN1两种材料的流动腐蚀速率均远低于普通碳钢的流动加速腐蚀速率,P11的耐流动加速腐蚀性能要好于WB36CN1。; 刘忠刘洪群; 关键词：流动加速腐蚀 P11

核电厂疏水器壁厚减薄原因被引量：1: 2023年; 某核电厂高压加热器系统疏水器在服役过程中发生局部减薄,采用宏观观察、化学成分分析、金相检验、扫描电镜分析及X射线衍射等方法对疏水器壁厚减薄原因进行了分析,并对疏水器流道的流态进行了模拟计算。结果表明:高流速介质的冲刷减薄及流体加速腐蚀减薄是造成疏水器减薄穿孔失效的直接原因;阀体内表面脱碳导致材料的硬度降低、抗冲刷能力和耐腐蚀性减弱,从而加速了阀体的壁厚减薄。; 高超蒲晶菁张度宝刘忠廖雪波; 关键词：疏水器冲刷减薄

碳钢在单相流中流动加速腐蚀的数值模拟被引量：23: 2009年; 在核电厂中,流动加速腐蚀主要发生二回路中,在世界各国核电厂中已经引发了很多事故。本文在合理的假定下,建立了碳钢在单相流中的流动加速腐蚀模型,计算了Fe3O4在高温碱性溶液中的溶解度;运用流体力学的方法计算了传质系数,并成功应用到了腐蚀模型中;最后,用所建立的模型计算了直管的流动加速腐蚀情况,计算结果与实验结果吻合较好。结果显示流动加速腐蚀速率受温度、pH和流速的影响非常大。; 刘忠刘春波郑玉贵; 关键词：流动加速腐蚀溶解度流体力学传质系数

核电厂空气压缩机冷却器结垢原因分析及处理被引量：1: 2014年; 国内某核电厂外围压空机在运行数年以后,频繁出现跳机现象;将压空机解体发现,传热管表面附着大量黄色物质。针对压空机传热管表面的黄色物质,采用宏观、X射线、水质成分等方法进行了分析。结果表明,传热管表面结垢为水垢,回路中的高频电子除垢仪的除垢作用有限,需要添加阻垢剂对水质处理才能解决传热管结垢问题。; 边春华刘忠苗学良张维; 关键词：传热管水垢阻垢剂

核电站疏水流量调节阀堵塞原因分析: 2018年; 某核电站汽水分离再热器系统疏水流量调节阀频繁出现堵塞,为明确堵塞原因,本文通过化学成分分析、宏观分析、水化学分析、材料分析和计算分析等手段,结合现场调研得出结论:阀门堵塞物质主要成分为Fe_3O_4,产生Fe_3O_4的主要机理为上游管道的流动加速腐蚀(FAC)。; 刘忠潘姚凡; 关键词：流动加速腐蚀 FE3O4

核电厂水池结构不锈钢覆面在模拟泄漏环境中的腐蚀性能研究: 2023年; 采用点蚀、晶间腐蚀、电化学和应力腐蚀的方法对核电厂水池结构304L不锈钢覆面在模拟泄漏环境中的腐蚀性能进行研究。结果表明,304L不锈钢在模拟泄漏环境中母材的耐点蚀能力略好于焊缝和热影响区,但比在水池内介质中更易于发生点蚀;在常规硼酸水浓度环境和模拟泄漏环境中304L不锈钢具有良好的抗晶间腐蚀和应力腐蚀能力。; 刘忠韩传伟刘洪群; 关键词：点蚀晶间腐蚀应力腐蚀

核电厂海水泵用镀锌高强度螺栓的开裂原因: 2024年; 某核电厂海水泵用双头镀锌高强度螺栓发生开裂失效。通过材料性能(化学成分、显微组织和力学性能等)检测及断口和裂纹形貌观察,分析了螺栓的失效原因。结果表明:镀锌螺栓开裂的原因为氢致开裂。锌镀层破损的高强度螺栓与海水接触时,表面锌镀层和螺栓基体形成电偶对,基体作为阴极析出氢,部分原子氢扩散进入螺栓基体导致氢致损伤,螺栓在预紧力的持续作用下发生氢致开裂。; 张彦召张舟永刘洪群刘忠; 关键词：镀锌高强螺栓氢致开裂

核电厂设备不可达区域腐蚀检查装备开发: 2022年; 核电厂很多设备或管道存在腐蚀检查不可达区域,存在一定的安全隐患。本文,针对小型容器(内部)、小支管两种工况,即中型管道转弯处附近内部状况,开发了一套智能诊断装备,能实现对中型管道转弯处的内部检查,保证核电厂工作人员及时掌握该不可达部位的腐蚀状态,避免安全事件发生。; 刘洪群张彦召刘忠; 关键词：智能诊断

一种评估管道减薄速率的方法: 本发明涉及一种评估管道减薄速率的方法，用于对作为评估对象的管道或管段的减薄速率进行评估，评估管道减薄速率的方法为：首先将评估对象划分为若干分析单元，再分别计算各分析单元的减薄速率，最后将计算出的各分析单元的减薄速率的最大...; 刘泽坤刘忠孔晨光孙永亮张帅刘向兵段德洪; 文献传递

核电厂高强度螺栓的氢脆和应力腐蚀问题被引量：6: 2021年; 高强度螺栓发生氢脆(hydrogen embrittlement,HE)和应力腐蚀(stress corrosion,SCC)事件直接威胁核电厂安全运行。该文介绍国内核电厂高强度螺栓HE和SCC问题现状,分析了失效机理、规律和控制难点,给出对策建议。在2015—2019这5年时间里,国内核电厂共发生了 22起高强度螺栓HE和SCC事件,其中,内氢脆(internal hydrogenembrittlement,IHE)、阳极溶解型应力腐蚀(anode dissolution type of stress corrosion cracking,AD-SCC)和氢脆型应力腐蚀(hydrogen embrittlement type of stress corrosion cracking,HE-SCC)事件分别占比18%、27%和55%,与强度过高有关的事件占比55%。HE和SCC问题与时间高度关联,具有明显的慢性、偶发和随机性特征,已经成为国内核电厂高强度螺栓安全服役的主要威胁,应引起监管部门关注。长远看,建立针对高强度螺栓HE和SCC问题的行业标准、研究和使用可以有效阻断腐蚀介质到达螺栓表面的新方法、开发新型抗HE和SCC的高强度螺栓,是治理该问题的长久之策。; 张忠伟赵彦芬赖云亭左敦桂陈志林刘忠; 关键词：氢脆应力腐蚀慢性病

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刘忠