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新型高温锆合金在过热蒸汽中的腐蚀性能

王均 龙冲生 熊计 苗志 范洪远 黄照华 应诗浩

王均, 龙冲生, 熊计, 苗志, 范洪远, 黄照华, 应诗浩. 新型高温锆合金在过热蒸汽中的腐蚀性能[J]. 核动力工程, 2009, 30(5): 58-61.
引用本文: 王均, 龙冲生, 熊计, 苗志, 范洪远, 黄照华, 应诗浩. 新型高温锆合金在过热蒸汽中的腐蚀性能[J]. 核动力工程, 2009, 30(5): 58-61.
WANG Jun, LONG Chong-sheng, XIONG Ji, MIAO Zhi, FAN Hong-yuan, HUANG Zhao-hua, YING Shi-hao. Corrosion Behavior of New Type Zirconium Alloys in Superheated Steam[J]. Nuclear Power Engineering, 2009, 30(5): 58-61.
Citation: WANG Jun, LONG Chong-sheng, XIONG Ji, MIAO Zhi, FAN Hong-yuan, HUANG Zhao-hua, YING Shi-hao. Corrosion Behavior of New Type Zirconium Alloys in Superheated Steam[J]. Nuclear Power Engineering, 2009, 30(5): 58-61.

新型高温锆合金在过热蒸汽中的腐蚀性能

基金项目: 

核燃料及材料国家级重点实验室项目(9140C7004040903);中国博士后科学基金(20090451426)

详细信息
    作者简介:

    王均(1976—),男,2007年毕业于四川大学材料学专业,获博士学位。现为核材料重点实验室博士后研究人员,主要从事反应堆用包壳材料的研究。

    龙冲生(1961—),男,研究员。2001毕业于中国核动力研究设计院核材料专业,获博士学位,现从事核材料研究。

    熊计(1965—),男,教授,博导。2003年毕业与四川大学材料学专业,获博士学位。现主要从事陶瓷材料研究。

  • 中图分类号: TG146.4+14

Corrosion Behavior of New Type Zirconium Alloys in Superheated Steam

  • 摘要: 研究了不同含量的Zr-Fe-Cr合金的显微组织及其在500℃,10.3 MPa过热蒸汽中的耐腐蚀性能。结果表明,Zr-Fe-Cr合金经过真空熔炼、β淬火、真空包覆热轧和冷轧,以及真空退火处理得到的组织主要为α-Zr基体和弥散分布的Zr(Cr,Fe)2粒子。在500℃,10.3 MPa过热水蒸汽中,含有少量合金元素的Zr-0.2Fe-0.1Cr和Zr-4合金会发生疖状腐蚀,而含有适当Fe、Cr的Zr-Fe-Cr合金为均匀腐蚀。Zr-1.0Fe-0.6Cr合金耐蚀性最好,其耐过热蒸汽腐蚀能力优于N18和Zr-4合金;含Fe、Cr元素不同的锆合金试样由于成分不同,耐腐蚀性能也有明显差别,说明调整合金成分是改善锆合金在500℃,10.3 MPa过热蒸汽中耐腐蚀性能的主要途径。

     

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出版历程
  • 收稿日期:  2008-06-19
  • 修回日期:  2009-03-18
  • 网络出版日期:  2025-07-28
  • 刊出日期:  2009-10-15

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