不同加鋅處理條件之敏化304不?袗?在模擬沸水式反應器環境中的電化學特性研究

Electrochemical Behavior of Type 304 Stainless Steels Treated with ZnO in Simulated Boiling Water Reactor Environments

余佳銘(Chia-Ming Yu)

指導教授 ： 蔡春鴻 ； 葉宗洸

國立清華大學/原子科學院/工程與系統科學系/碩士(2007年)

https://doi.org/10.6843/NTHU.2007.00456

摘要

摘要
核能電廠中隸屬壓力邊界(Pressure Boundary)的結構組件依據其設計基準應具備四十年的使用年限，但自1960年代初期起，沸水式反應器(Boiling Water Reactor, BWR)壓力槽外的再循環管路便開始出現應力腐蝕龜裂(Stress Corrosion Cracking, SCC)的問題。而1974年起，全世界有相當多數的沸水式反應器壓力槽內部組件也陸續的發現有類似的應力腐蝕龜裂問題，這些龜裂類型主要可區分為沿晶應力腐蝕龜裂（Intergranular Stress Corrosion Cracking, IGSCC）與輻射促進應力腐蝕龜裂（Irradiation-assisted Stress Corrosion Cracking, IASCC）。然而近二十年來，為減緩沸水式反應器不?袗?組件的龜裂劣化問題，已有許多方式被提出討論。
加氫水化學 (Hydrogen Water Chemistry, HWC) 技術是在飼水中注氫來降低基材金屬的電化學腐蝕電位 (Electrochemical Corrosion Potential, ECP)，已證實能有效防制IGSCC與IASCC的發生。然而，HWC技術在高注氫量下，會帶來升高管路輻射劑量的副作用，於是增益或取代HWC的被覆技術接著發展出來，其中以催化性被覆及抑制性被覆最為普遍。前者是利用貴重金屬催化氫的氧化反應，以促進HWC的效益；抑制性被覆則是在組件表面形成一阻絕被覆，以降低金屬表面氧化還原反應的速率，進而降低不?袗?組件的腐蝕速率。
另外，在取代HWC的技術尚未成熟之前，全球的核電廠為了解決HWC技術造成的輻射劑量大增問題，近年來在核能業界已逐漸的發展出接近成熟的加鋅處理技術來改善輻射劑量大增的問題，並廣泛的應用在核電廠之中。在此期間，許多核能界的學者更加認為加鋅處理技術除了可以降低輻射劑量外，應該還有抑制SCC的效用存在，然而尚無足夠的數據去明確地證實此項效應的存在。
所以本篇論文的目的，將模擬BWR爐心中溶氧與溶氫的高溫純水環境，利用高溫電化學分析以及表面分析去比較304不?袗?在經由不同條件的加鋅處理過後的防蝕效益。
由本實驗結果顯示，在低濃度加鋅處理下，幾乎不會有Zn離子交換的現象發生，必須要在高濃度加鋅處理下(1 ppm ZnO)，才會有明顯的Zn離子置換發生。然而在高溫電化學分析方面，則發現無論在高濃度或低濃度加鋅處理下，均無防蝕效益存在。

關鍵字

沸水式反應器 ； 沿晶應力腐蝕裂縫 ； 加氫水化學技術 ； 氧化鋅添加技術 ； 電化學腐蝕 ； 動態電位極化掃描

參考文獻

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