| 超临界水堆候选材料的腐蚀特性研究 |
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| 引用本文： | 朱发文,张乐福,乔培鹏,刘瑞芹,鲍一晨,陈宇清. 超临界水堆候选材料的腐蚀特性研究[J]. 核动力工程, 2009, 30(5) |
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| 作者姓名： | 朱发文 张乐福 乔培鹏 刘瑞芹 鲍一晨 陈宇清 |
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| 作者单位： | 上海交通大学核科学与工程学院,上海,200240;上海交通大学核科学与工程学院,上海,200240;上海交通大学核科学与工程学院,上海,200240;上海交通大学核科学与工程学院,上海,200240;上海交通大学核科学与工程学院,上海,200240;上海交通大学核科学与工程学院,上海,200240 |
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| 基金项目： | 超临界水堆关键科学问题的基础研究 |
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| 摘 要： | 对铁素体/马氏体(F/M)耐热钢P92、奥氏体不锈钢316L和镍基合金690在600℃、23 MPa 超临界水中的腐蚀行为进行了研究.在600℃、23 MPa的超临界水中腐蚀625 h后,690合金、316L不锈钢和P92耐热钢的腐蚀增重速率分别为0.001 02、0.060 6、0.101 27 g/(m2·h).用扫描电子显微镜(SEM)进行观察后发现,超临界环境下F/M耐热钢P92的氧化膜为3层结构,奥氏体不锈钢316L的氧化膜为单层结构,镍基合金690表面生成了一层极薄且有点蚀的氧化膜.
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| 关 键 词： | 不锈钢 镍基合金 超临界水 氧化膜 均匀腐蚀 |
Corrosion Behaviors of Candidate Materials for Supercritical-Cooled Water Reactor |
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| ZHU Fa-wen,ZHANG Le-fu,QIAO Pei-peng,LIU Rui-qin,BAO Yi-chen,CHEN Yu-qing. Corrosion Behaviors of Candidate Materials for Supercritical-Cooled Water Reactor[J]. Nuclear Power Engineering, 2009, 30(5) |
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| Authors: | ZHU Fa-wen ZHANG Le-fu QIAO Pei-peng LIU Rui-qin BAO Yi-chen CHEN Yu-qing |
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