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1. 国产核级E308L焊条在高温水环境下均匀腐蚀行为
朱平,曹鑫源,王淦刚,蒋勇,赵建仓,匡艳军,陆永浩
腐蚀科学与防护技术    2016, 28 (4): 319-324.   DOI: 10.11903/1002.6495.2015.307
摘要   HTML PDF (3440KB)  

结合腐蚀增重和腐蚀失重变化并利用SEM、XRD和XPS等手段,研究了国产核级E308L不锈钢焊条熔敷金属在模拟核电一回路水环境中的均匀腐蚀性能。结果显示,随着腐蚀周期的增加,腐蚀增重和腐蚀失重均为先迅速增加,随后增加趋缓,而试样表面氧化物颗粒数量和尺寸逐渐增大,氧化膜的主要成分为Fe和Cr的氧化物。3000 h内国产核级E308L不锈钢焊条具有良好的抗均匀腐蚀性能。

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2. 国内压水堆核电站设备材料应力腐蚀问题及安全管理
孙海涛,凌礼恭,吕云鹤,盛朝阳,高晨,王臣,马若群,张新,贾盼盼
腐蚀科学与防护技术    2016, 28 (3): 283-287.   DOI: 10.11903/1002.6495.2015.166
摘要   HTML PDF (945KB)  

介绍了压水堆核电站机械设备材料 (包括奥氏体不锈钢和镍基合金) 应力腐蚀问题的国际及国内研究和工程现状,在分析国内压水堆核电站设备材料失效案例的基础上,对国内核电站设备材料应力腐蚀的预防、缓解和处理提出了建议。

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3. 某核电站凝汽器在海水中阴极保护参数的研究及应用
王廷勇,马兰英,汪相辰,张海兵,陈凯,闫永贵
中国腐蚀与防护学报    2016, 36 (6): 624-630.   DOI: 10.11902/1005.4537.2016.122
摘要   HTML PDF (1263KB)  

研究了引进凝汽器钛管、国产凝汽器用工业纯钛TA2和316L不锈钢在海水中的阴极电化学行为。通过慢应变速率拉伸实验和断口显微形貌分析,研究了钛管在不同阴极极化电位下的氢脆敏感性,进而获得凝汽器在海水中合理的阴极保护电位参数。结果表明,316L不锈钢/钛结构的凝汽器在海水中会发生电偶腐蚀,造成不锈钢的腐蚀加速;为了降低产生氢脆的风险,钛管在海水中的电位不宜负于-0.7 V,在对凝汽器实施阴极保护时,电位最好维持在-0.50~-0.65 V之间 (vs Ag/AgCl电极)。据此对凝汽器进行了阴极保护设计,选用铁锰合金阳极对凝汽器进行保护,不仅能满足不锈钢的保护电位要求,取得了良好的保护效果,而且保障了设备长期运行的安全性和经济性。

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4. 模拟压水堆二回路水环境中温度对690合金电化学腐蚀行为的影响
汪家梅,陆辉,段振刚,张乐福,孟凡江,徐雪莲
中国腐蚀与防护学报    2016, 36 (2): 113-120.   DOI: 10.11902/1005.4537.2015.032
摘要   HTML PDF (1409KB)  

通过EIS和动电位极化曲线的测量,并结合SEM观察、EDS和XPS分析,研究了模拟压水堆核电站 (PWR) 二回路服役水环境异常工况 (100 μg/L DO+100 μg/L Cl-+ETA) 中溶液温度 (150~285 ℃) 对690合金电化学腐蚀行为的影响机理。结果表明:温度升高,690合金自腐蚀电位降低,腐蚀电流密度增加,钝化电位区间缩短;表面氧化膜厚度增加,颗粒增大,双层氧化膜特征越明显,但致密度和稳定性降低,导致其耐蚀性降低,合金腐蚀速率增加。

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5. 几种高熵合金在核电高温高压水中的腐蚀行为研究
向超,王家贞,付华萌,韩恩厚,张海峰,王俭秋,张志明
中国腐蚀与防护学报    2016, 36 (2): 107-112.   DOI: 10.11902/1005.4537.2016.024
摘要   HTML PDF (1050KB)  

通过电弧炉熔炼制备了3种不同成分的高熵合金Co1.5CrFeNi1.5Ti0.5Mo0.1,AlCoCrFeNiSi0.1和TaNbHfZrTi。并通过XRD和SEM等方法对以上几种材料的相结构、微观组织和化学成分进行分析。以核电站中商用690TT合金作为对比材料,采用高温电化学手段研究了这3种高熵合金在高温高压水中的再钝化动力学参数。结果表明,Co1.5CrFeNi1.5Ti0.5Mo0.1,AlCoCrFeNiSi0.1和TaNbHfZrTi 3种合金均由单一相组成,Co1.5CrFeNi1.5Ti0.5Mo0.1为fcc结构,AlCoCrFeNiSi0.1和TaNbHfZrTi为bcc结构。Co1.5CrFeNi1.5Ti0.5Mo0.1合金铸态组织为枝晶结构,枝晶为富Cr和富Fe相,枝晶间相为富Ni和富Ti相。AlCoCrFeNiSi0.1合金的晶粒内部和晶界处存在较小的成分差异。TaNbHfZrTi合金铸态组织为枝晶结构,枝晶为富Ta和富Nb相,枝晶间相为富Hf,富Zr和富Ti相。Co1.5CrFeNi1.5Ti0.5Mo0.1,AlCoCrFeNiSi0.1,TaNbHfZrTi和690TT合金在高温高压水中再钝化速率由快到慢的顺序为:TaNbHfZrTi>Co1.5CrFeNi1.5Ti0.5Mo0.1>690TT>AlCoCrFeNiSi0.1

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6. Inconel 600和Inconel 690合金在模拟压水堆一回路水环境中生成的氧化膜特征研究
汪峰,Thomas M Devine
腐蚀科学与防护技术    2015, 27 (4): 339-344.   DOI: 10.11903/1002.6495.2015.018
摘要   HTML PDF (821KB)  

利用原位表面增强型拉曼光谱 (SERS) 研究了Inconel 600合金和Inconel 690合金在高温高压水环境中生成的氧化膜特征。结果表明,Inconel 600合金氧化膜的内层为薄且连续的Cr2O3,外层为非连续分布的FeCr2O4/NiFe2O4晶粒。Inconel 690合金腐蚀氧化膜由单一连续的Cr2O3构成。从两个方面分析了本文SERS结果与他人研究成果之间的差异。一是合金在腐蚀的早期阶段形成Cr2O3内层,随着时间增加,转变成热力学稳定的富铬尖晶石;二是由不锈钢材料制成的高压釜和回路管道,溶液中含有大量的Fe2+和Ni2+,导致氧化膜中尖晶石相的生成。提出了合金氧化膜与腐蚀时间以及高压釜 (含管道回路) 材质都存在一定的关联性。

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7. 耐热钢高温蒸汽氧化行为及控制技术的研究进展
夏铁锋,张大全,高立新
腐蚀科学与防护技术    2015, 27 (2): 199-202.   DOI: 10.11903/1002.6495.2014.111
摘要   HTML PDF (893KB)  

从氧化膜的形貌和生长机理这两方面,综述了铁素体钢和奥氏体钢的高温蒸汽氧化行为。从管材的化学成分、金属的晶粒度、表面状态等方面出发,总结了控制氧化膜生长和剥落的技术手段。针对耐热钢高温蒸汽氧化研究中存在的问题,提出一些建议。

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8. 核电站蒸汽发生器传热管用Inconel合金在高温高压水中的腐蚀行为研究
汪峰,Thomas M. Devine
腐蚀科学与防护技术    2015, 27 (1): 19-24.   DOI: 10.11903/1002.6495.2014.279
摘要   HTML PDF (791KB)  

研究了核电站蒸汽发生器传热管用合金材料在模拟压水堆一回路水环境中形成的腐蚀氧化膜,首次获得了原位振动光谱。Inconel 600合金的拉曼谱中存在3个峰,540 和610 cm-1拉曼峰源自于表面生成的Cr2O3氧化膜,670 cm-1峰对应于表面生成的FeCr2O4尖晶石产物,随着电位的增加,670 cm-1峰的相对强度显著增强。Inconel 690合金的表面氧化膜由Cr2O3构成,不含NiO或尖晶石成份。Inconel 600合金发生应力腐蚀开裂 (SCC) 的敏感性与其表面氧化膜的变化存在关联性。Inconel 690合金尚未发现SCC现象,这与其表面生成的稳定的氧化膜有关。

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9. 锻后热处理对核级316LN不锈钢在沸腾MgCl2溶液中应力腐蚀行为的影响
郭跃岭,韩恩厚,王俭秋
中国腐蚀与防护学报    2015, 35 (6): 488-495.   DOI: 10.11902/1005.4537.2014.223
摘要   HTML PDF (1392KB)  

研究了锻后固溶处理和锻后去应力处理对核电主管道用316LN不锈钢的显微组织、残余应变和常温力学性能的影响,并研究了不同锻后热处理工艺对316LN不锈钢在沸腾的42% (质量分数) MgCl2溶液中应力腐蚀开裂 (SCC) 敏感性的影响。结果表明,固溶处理能够降低材料的屈服强度和消除锻造过程中的残余应变;锻后固溶处理和锻后去应力处理的样品分别在沸腾MgCl2溶液中浸泡24,48和72 h后均发生明显的穿晶应力腐蚀开裂 (TGSCC);浸泡72 h后,锻后去应力处理的样品已经完全开裂,而锻后固溶处理的样品只有部分区域发生SCC开裂,即SCC敏感性较低。最后从屈服强度和残余应变角度讨论了锻后热处理对不锈钢SCC敏感性的影响机制。

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10. 堆芯结构材料辐照促进应力腐蚀开裂研究现状
邓平,孙晨,彭群家,韩恩厚,柯伟
中国腐蚀与防护学报    2015, 35 (6): 479-487.   DOI: 10.11902/1005.4537.2015.024
摘要   HTML PDF (766KB)  

围绕轻水反应堆堆芯结构材料辐照促进应力腐蚀开裂的影响因素及机制等综述了辐照促进应力腐蚀开裂研究的现状,讨论了研究中亟待解决的问题,指出了研究的发展方向与趋势。

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