| 核电用690合金传热管抗苛性应力腐蚀性能评价 |
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| 引用本文： | 唐占梅,孟凡江,张平柱,徐雪莲,胡石林.核电用690合金传热管抗苛性应力腐蚀性能评价[J].稀有金属材料与工程,2019,48(11):3541-3547. |
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| 作者姓名： | 唐占梅 孟凡江 张平柱 徐雪莲 胡石林 |
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| 作者单位： | -中国原子能科学研究院,-上海核工程研究设计院,-中国原子能科学研究院,-上海核工程研究设计院,-中国原子能科学研究院 |
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| 基金项目： | 大型先进压水堆核电站重大专项 (2010ZX06004-18) |
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| 摘 要： | 采用C形试样浸泡的试验方法，评价了两种加载状态下三种690合金传热管在325℃的50%NaOH介质中长期抗苛性应力腐蚀开裂能力，用XRD方法测量加载后应力值，对表面氧化膜进行了细致的分析，结果表明：采用螺钉缓慢加载的C形试样最大载荷值存在一定量的释放，国产管比进口管的释放量大；在325℃的50%NaOH介质中，国产管与进口管均具有良好的抗SCC性能，国产A管与进口C管的表面氧化膜特征更接近；在高温浓碱介质中，690合金传热管良好的抗苛性应力腐蚀能力与表面生成的双层结构的氧化膜及沿晶界析出连续状碳化物结构特征相关。
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| 关 键 词： | 690合金 C形试样 苛性应力腐蚀开裂 氢氧化钠 |
| 收稿时间： | 2018/9/4 0:00:00 |
| 修稿时间： | 2018/10/17 0:00:00 |
Evaluation of Caustic Stress Corrosion Resistance of Steam Generator Tubing Alloy 690 for Nuclear Power Plant |
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| Tang Zhanmei,Hu Shilin,Zhang Pingzhu,Meng Fanjiang and Xu Xuelian.Evaluation of Caustic Stress Corrosion Resistance of Steam Generator Tubing Alloy 690 for Nuclear Power Plant[J].Rare Metal Materials and Engineering,2019,48(11):3541-3547. |
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| Authors: | Tang Zhanmei Hu Shilin Zhang Pingzhu Meng Fanjiang and Xu Xuelian |
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| Abstract: | |
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| Keywords: | alloy 690 C-ring specimen caustic stress corrosion cracking NaOH |
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