高级检索

留言板

尊敬的读者、作者、审稿人, 关于本刊的投稿、审稿、编辑和出版的任何问题, 您可以本页添加留言。我们将尽快给您答复。谢谢您的支持!

姓名
邮箱
手机号码
标题
留言内容
验证码

超临界水堆候选材料的腐蚀特性研究

朱发文 张乐福 乔培鹏 刘瑞芹 鲍一晨 陈宇清

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): 62-66.
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): 62-66.
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): 62-66.
Citation: 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): 62-66.

超临界水堆候选材料的腐蚀特性研究

基金项目: 

超临界水堆关键科学问题的基础研究(2007CB209802)

详细信息
    作者简介:

    朱发文(1983—),男,在读硕士研究生。2007年毕业于湖南湘潭大学,获学士学位。现主要从事超临界水堆材料的研究。

    张乐福(1967—),男,副教授。1997年毕业于华中理工大学,获博士学位。现从事核反应堆结构材料开发研究。

    乔培鹏(1986—),男,在读硕士研究生。2007年毕业于安徽理工大学,获学士学位。现从事核电站水化学以及先进压水堆材料腐蚀研究。

  • 中图分类号: TL4

Corrosion Behaviors of Candidate Materials for Supercritical-Cooled Water Reactor

  • 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625h后,690合金、316L不锈钢和P92耐热钢的腐蚀增重速率分别为0.00102、0.0606、0.10127g/(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。

     

  • 加载中
计量
  • 文章访问数:  8
  • HTML全文浏览量:  3
  • PDF下载量:  0
  • 被引次数: 0
出版历程
  • 收稿日期:  2008-07-31
  • 修回日期:  2009-06-30
  • 网络出版日期:  2025-07-28
  • 刊出日期:  2009-10-15

目录

    /

    返回文章
    返回