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相似文献
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采用浸泡腐蚀试验方法,研究了不锈钢堆焊层材料在Cl-溶液中的腐蚀情况,并通过金相显微镜、扫描电子显微镜、能谱分析观察表面形貌。研究表明,室温条件下堆焊层材料未发生任何腐蚀。在高温条件下,Cl-的存在诱导了点腐蚀的发生,且随着Cl-浓度的增加,点腐蚀加剧;较高浓度的Cl-可导致缝隙内金属元素Cr的流失,缝隙腐蚀加深;应力腐蚀裂纹有沿晶开裂的特征,应力腐蚀敏感性随Cl-浓度的增加有提高的趋势。  相似文献   

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采用GB43 3 4 7 84和法国RCC MMC1 3 1 0对国产两种堆焊材料进行了点腐蚀、晶间腐蚀试验 ,在模拟压水堆核电站介质 (温度 3 45℃ ,80 0mg/LB ,2mg/LLi)条件下 ,研究了堆焊材料的应力腐蚀和均匀腐蚀性能。试验结果表明 :在高温含B水中 ,U型试样试验 5 0 0 0h后无应力腐蚀破裂 ,静态月平均腐蚀速率小于 2mg/dm2 。两种堆焊材料均具有优良的耐腐蚀性。  相似文献   

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反应堆压力容器密封面材料非正常工况下的腐蚀性能研究   总被引:2,自引:0,他引:2  
针对压力容器密封面材料在核工程应用中发生的腐蚀问题,研究了反应堆压力容器密封面材料非正常工况下的腐蚀性能.利用静态高压釜研究308L不锈钢在不同Clˉ浓度条件下的腐蚀行为,采用金相显微镜和扫描电镜( SEM)对样品进行观察和分析.结果表明,在270℃、5.5 MPa条件下,Clˉ浓度低于1 mg/L时308L不锈钢没有发生点腐蚀、缝隙腐蚀和应力腐蚀;随着Clˉ浓度提高,308L不锈钢对点腐蚀、缝隙腐蚀和应力腐蚀的敏感性显著增加.  相似文献   

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热处理对690合金抗腐蚀性能影响综述   总被引:1,自引:1,他引:0  
徐颖  孙宝德 《核动力工程》1995,16(5):459-462
研究了热处理工艺对690使 为微组织及其抗腐蚀和应务腐蚀性能的影响。将国产690合金样品与国外同类产品作了对比分析。结果显示,国产样品显微组织已与国外同类产品基本相同;对应不同热处理工艺,合金的显微结构有很大区别沿晶界析出的碳化物大小、形貌也不同,抗腐蚀和应力腐蚀的性能存在明显差异。  相似文献   

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锆合金耐腐蚀性能研究综述   总被引:8,自引:0,他引:8  
黄强 《核动力工程》1996,17(3):262-267
锆合金主要用作核反应堆燃料元件的包壳材料及其他堆内构件。回顾了有关锆合金水侧腐蚀的主要研究结果及存在的问题,概括了现有的理论及面临的挑战。80年代,关于锆合金化学成分、微观结构及辐照对耐腐蚀性能影响的研究取得了很大进展。近几年来的研究工作主要集中在探索腐蚀机理、选择最佳合金成分及控制微观结构方面,以满足提高燃耗、降低核电成本后对锆合金提出的更高要求。  相似文献   

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研究了作为放射性废液的水泥固化体金属包装材料的A3碳钢在实验地大气、水泥固化体和腐蚀液中的腐蚀情况。用失重法测定了A3碳钢的腐蚀速率。在样品表面涂敷不同的涂料(环氧树脂、丙烯酸(PUR)瓷漆、丙烷醚树脂和钛白漆等),比较其耐腐蚀性能。实验结果表明:A3碳钢在贮存地大气和水泥固化体中的腐蚀速率小于10-3mm·a-1,在腐蚀液中小于0.1mm·a-1;腐蚀液的pH值对A3碳钢的腐蚀速率有影响;涂料中的钛白漆耐蚀性能优于其它涂料。用A3碳钢作水泥固化体金属包装材料可以满足暂存条件的要求  相似文献   

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加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析   总被引:1,自引:0,他引:1  
研究了加速器驱动洁净核能系统(ADS)次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明:ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U-Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U-Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。  相似文献   

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