超临界水堆候选材料的腐蚀特性研究
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.
不锈钢、镍基合金、超临界水、氧化膜、均匀腐蚀
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TL4(各种核反应堆、核电厂)
超临界水堆关键科学问题的基础研究2007CB209802
2009-12-08(万方平台首次上网日期,不代表论文的发表时间)
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