原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
采用GB4334.7-84和法国RCC-M MC1310对国产两种堆焊材料进行了点腐蚀、晶间腐蚀试验,在模拟压水堆核电站介质(温度345 ℃,800 mg/L B,2 mg/L Li )条件下,研究了堆焊材料的应力腐蚀和均匀腐蚀性能.试验结果表明:在高温含B水中,U型试样试验5 000 h后无应力腐蚀破裂,静态月平均腐蚀速率小于2 mg/dm2.两种堆焊材料均具有优良的耐腐蚀性.
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内容分析
关键词云
关键词热度
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文献信息
篇名 核级不锈钢堆焊材料腐蚀性能研究
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 堆焊材料 点腐蚀 晶间腐蚀 应力腐蚀 均匀腐蚀
年,卷(期) 2002,(3) 所属期刊栏目 四川省核学会放射化学与化工核燃料与材料专委会2001年学术交流会论文选
研究方向 页码范围 193-197
页数 5页 分类号 TQ050.91
字数 语种 中文
DOI 10.3969/j.issn.1000-6931.2002.03.001
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研究主题发展历程
节点文献
堆焊材料
点腐蚀
晶间腐蚀
应力腐蚀
均匀腐蚀
研究起点
研究来源
研究分支
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引文网络交叉学科
相关学者/机构
期刊影响力
原子能科学技术
月刊
1000-6931
11-2044/TL
大16开
北京275信箱65分箱
1959-01-01
中文
出版文献量(篇)
7198
总下载数(次)
0
总被引数(次)
27955
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