原文服务方: 核动力工程       
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.
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文献信息
篇名 超临界水堆候选材料的腐蚀特性研究
来源期刊 核动力工程 学科
关键词 不锈钢 镍基合金 超临界水 氧化膜 均匀腐蚀
年,卷(期) 2009,(5) 所属期刊栏目 燃料与材料
研究方向 页码范围 62-66
页数 5页 分类号 TL4
字数 语种 中文
DOI
五维指标
作者信息
序号 姓名 单位 发文数 被引次数 H指数 G指数
1 陈宇清 上海交通大学核科学与工程学院 65 304 10.0 13.0
2 刘瑞芹 上海交通大学核科学与工程学院 10 78 5.0 8.0
3 朱发文 上海交通大学核科学与工程学院 10 96 5.0 9.0
4 张乐福 上海交通大学核科学与工程学院 77 275 8.0 12.0
5 乔培鹏 上海交通大学核科学与工程学院 7 109 6.0 7.0
6 鲍一晨 上海交通大学核科学与工程学院 5 50 3.0 5.0
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研究主题发展历程
节点文献
不锈钢
镍基合金
超临界水
氧化膜
均匀腐蚀
研究起点
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期刊影响力
核动力工程
双月刊
0258-0926
51-1158/TL
大16开
1980-01-01
chi
出版文献量(篇)
4821
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