| 核级商用690合金和800合金在模拟压水堆核电站一回路高温高压水中的腐蚀行为研究 |
| |
| 引用本文： | 郦晓慧,王俭秋,韩恩厚,柯伟. 核级商用690合金和800合金在模拟压水堆核电站一回路高温高压水中的腐蚀行为研究[J]. 金属学报, 2012, 0(8): 941-950 |
| |
| 作者姓名： | 郦晓慧 王俭秋 韩恩厚 柯伟 |
| |
| 作者单位： | 中国科学院金属研究所腐蚀与防护国家重点实验室 |
| |
| 基金项目： | 国家重点基础研究发展计划项目2011CB610502;国家杰出青年科学基金项目51025104资助~~ |
| |
| 摘 要： | 在自行搭建的高温高压水循环回路系统中,通过原位电化学测量,结合SEM观察和XPS分析,研究了核级商用690合金和800合金在模拟压水堆核电站一回路高温高压水环境中的腐蚀行为.结果表明,690合金和800合金的自腐蚀电位随浸泡时间的延长而逐渐降低,浸泡时间对690合金和800合金的阻抗谱影响并不明显.经过408 h浸泡后,690合金表面生成了大量针状氧化物,800合金表面则同时生成了针状氧化物和颗粒状氧化物.690合金表面富Cr氧化层位于表面膜内侧,而800合金的富Cr氧化层位于表面膜外侧.在高温高压水中,690合金比800合金表现出更为优异的抗腐蚀能力.浸泡实验后,溶液中主要金属离子Ni2+,Cr3+和Fe（3+）的含量分别为0.1×10-6,0.1×10-6和0.3×10-6.
|
| 关 键 词： | 690合金 800合金 高温高压水 腐蚀 |
CORROSION BEHAVIOR OF NUCLEAR GRADE ALLOYS 690 AND 800 IN SIMULATED HIGH TEMPERATURE AND HIGH PRESSURE PRIMARY WATER OF PRESSURIZED WATER REACTOR |
| |
| LI Xiaohui,WANG Jianqiu,HAN En-Hou,KE Wei. CORROSION BEHAVIOR OF NUCLEAR GRADE ALLOYS 690 AND 800 IN SIMULATED HIGH TEMPERATURE AND HIGH PRESSURE PRIMARY WATER OF PRESSURIZED WATER REACTOR[J]. Acta Metallurgica Sinica, 2012, 0(8): 941-950 |
| |
| Authors: | LI Xiaohui WANG Jianqiu HAN En-Hou KE Wei |
| |
| Affiliation: | State Key laboratory for Corrosion and Protection,Institute of Metal Research,Chinese Academy of Sciences,Shenyang 110016 |
| |
| Abstract: | |
| |
| Keywords: | |
| 本文献已被 CNKI 等数据库收录！ |
|
