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高温高压动水回路中A106Gr.B和A672Gr.B60耐冲蚀作用的研究
高温高压动水回路中A106Gr.B和A672Gr.B60耐冲蚀作用的研究
作者:
李新民
王辉
田珏
原文服务方:
原子能科学技术
碳钢
A106Gr.B
A672Gr.B60
流动加速腐蚀
氧化膜
摘要:
碳钢和低合金钢由于Cr含量较低,易发生流动加速腐蚀,对安全产生严重影响.现阶段最先进的第三代核电技术AP1000使用Cr含量较高的A672Gr.B60代替A106Gr.B作为供水管的材料来减小流动加速腐蚀(FAC)的影响.试验采用腐蚀失重、X射线光电子能谱(XPS)、扫描电镜(SEM)和X射线能量色散谱(EDS)等方法来分析流速、碱化剂以及物质组成对A672Gr.B60和A106Gr.B的影响.经336 h的实验,结果显示A672Gr.B60较A106Gr.B具有更好的耐冲蚀性能,氧化膜更致密,不易脱落.使用乙醇胺(ETA)作为碱化剂相比于氨水能更好地降低FAC,也能使氧化膜更加致密.流速的变化会影响氧化物颗粒的分布、大小、形状,也会影响氧化膜的厚度.实验生成的氧化膜主要成分为Fe3 O4.
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文献信息
篇名
高温高压动水回路中A106Gr.B和A672Gr.B60耐冲蚀作用的研究
来源期刊
原子能科学技术
学科
关键词
碳钢
A106Gr.B
A672Gr.B60
流动加速腐蚀
氧化膜
年,卷(期)
2014,(Z1)
所属期刊栏目
反应堆工程
研究方向
页码范围
517-522
页数
6页
分类号
TB304
字数
语种
中文
DOI
10.7538/yzk.2014.48.S0.0517
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
王辉
中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所
47
40
3.0
4.0
2
李新民
12
19
3.0
4.0
3
田珏
中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所
4
1
1.0
1.0
传播情况
被引次数趋势
(/次)
(/年)
版权信息
全文
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引文网络
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2008(2)
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2012(2)
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2014(0)
参考文献(0)
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研究主题发展历程
节点文献
碳钢
A106Gr.B
A672Gr.B60
流动加速腐蚀
氧化膜
研究起点
研究来源
研究分支
研究去脉
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
主办单位:
中国原子能科学研究院
出版周期:
月刊
ISSN:
1000-6931
CN:
11-2044/TL
开本:
大16开
出版地:
北京275信箱65分箱
邮发代号:
创刊时间:
1959-01-01
语种:
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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