【摘 要】
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从核电站一回路水化学条件的改变和控制角度,研究镍基合金在核电高温高压水中的腐蚀和应力腐蚀的原因和机制,以提出改进建议.研究了690镍基合金在一回路水中的腐蚀电化学与表
【机 构】
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金属腐蚀与防护国家重点实验室、国家金属腐蚀控制工程技术研究中心中国科学院金属研究所辽宁沈阳110016
【出 处】
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中国工程院化工、冶金与材料工程学部第九届学术会议
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从核电站一回路水化学条件的改变和控制角度,研究镍基合金在核电高温高压水中的腐蚀和应力腐蚀的原因和机制,以提出改进建议.研究了690镍基合金在一回路水中的腐蚀电化学与表面膜结构以及它们随时间的变化特征.发现溶解氧条件下在690镍基合金表面形成的产物膜和溶解氢条件下的不同.溶解氢条件下,表面膜是致密的Cr2O3,具有保护性;而溶解氧条件下,材料发生内、外氧化,内氧化表面物呈胞状氧化物、不致密,并且基体表面贫铬,使690镍基合金表面丧失高铬的优异性能.研究了在一回路水中添加锌后对690镍基合金腐蚀行为的影响.发现加锌会改变镍基合金690氧化膜的成分和结构,氧化膜主要由ZnCr2O4和ZnFe2O4尖晶石结构的氧化物组成,且薄而致密.提出了氧化膜的结构模型及锌在膜中的作用机制.
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