<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。
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