《腐蚀研究应用于乏核燃料后处理厂设备建造材料》
本文为一篇科学研究文章，题为“Corrosion studies on materials of construction for spent nuclear fuel reprocessing plant equipment”，作者为U. Kamachi Mudali, R.K. Dayal和J.B. Gnanamoorthy，隶属于印度Kalpakkam的Indira Gandhi Centre for Atomic Research金属研究部门，文章发表于1993年的Journal of Nuclear Materials期刊（第203卷，第73-82页）。
乏核燃料后处理是一项复杂的化学过程，涉及多个环节的设备，包括溶解器（使用高温或者沸腾的硝酸），溶剂分离器（常温硝酸用于铀和钚等裂变产物分离），蒸发器（浓缩高温硝酸中的产物），以及储存高浓度硝酸和放射性废物的储存罐。这些设备的建造材料直接关系到设备的完整性、防止放射性扩散以及核燃料后处理装置的可用性。
面对这样的腐蚀性工作环境，常规的不锈钢（如Type 304L SS）由于在高氧化条件下可能会发生晶间腐蚀，且存在组织中二次相（如σ相、碳化物和δ铁素体）、杂质（比如硼、硫和磷）偏析的问题，已显示出不足。此外，不当材料选择已导致多起设备失效案例，影响运行效率乃至停产。为此，本文旨在筛选性能更优的候选材料，例如钛（Ti）、锆合金（Zircaloy-2），以及低碳含量和杂质控制的特殊不锈钢（如Uranus-16和Uranus-65），以评估其在高温沸腾硝酸及含铀浓硝酸中的抗腐蚀性能。
研究的核心目标是通过对上述材料的腐蚀试验研究，明确它们在乏核燃料后处理设备中的适用性和优劣，尤其是在极端腐蚀性环境下的表现。
研究中测试了以下材料： - 商业Type 304L不锈钢（SS） - 核级Type 304L SS - 特殊级Uranus-16 SS（低碳，低杂质） - 特殊级Uranus-65 SS（高铬，低杂质） - 纯钛（Ti） - Ti-5% Ta（钛合金，含5%钽） - Ti-0.25% Pd（钛合金，含0.25%钯） - Zircaloy-2 - 钛以及Ti-5% Ta合金焊接材料 - 热氧化和阳极化处理的钛
试样尺寸大多为50 mm x 15 mm x 1.5 mm，各试样采用600目砂纸抛光后进入实验。焊接试样使用钨极惰性气体技术（TIG），焊接参数如电流强度、保护气氛流量与速度均受控（详见实验部分）。
研究分为两种工况测试： 1. 硝酸介质测试：在沸腾的浓度为65 wt%的浓硝酸中进行浸泡测试，工艺流程如下： - 试样在清洁后以四氟乙烯线悬挂于反应溶液中。 - 实验周期为240小时，每隔48小时取出试样，称重以计算腐蚀速率，并每次更换溶液。 - 表面分析使用扫描电子显微镜（SEM）和X射线衍射（XRD）。 2. 含铀中浓硝酸介质测试： - 用电解法将铀针状颗粒溶解于6M浓硝酸（阳极液），用陶瓷隔膜分离阴阳极室。 - 高温条件覆盖从室温到365K范围，每组样本留置10小时。
此外，还测试了经不同工艺处理的钛材料（空气氧化和阳极化处理）、锆合金以及钛钯合金，以观察其在试验环境中的表面氧化膜形成情况及对应腐蚀响应。
研究表明，耐高腐蚀性材料（如Zircaloy-2、Uranus-65油合金钛）的选择在乏燃料后处理工厂中至关重要。尤其是钛及其合金，通过掺入钽、钯或表面阳极化等处理，可有效提高耐久性。本文提出的创新性解决方案（如空气氧化处理工艺优化、动态测试环境模拟）为核燃料循环设备材料选择提供了科学依据。此外，此类抗腐蚀材料应用于实际生产设备中，不仅能够保证长期稳定运行，同时减少维修成本及泄露风险。
总的来看，通过本研究，科研人员和工程师可进一步确立核工业中关键腐蚀问题的解决路径，并有针对性地开发新材料以适应更为严苛的工艺环境。