原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
本文利用自主研制的液态铅铋腐蚀试验装置,开展了中国铅基研究实验堆候选包壳材料316Ti在500℃氧饱和液态铅铋中3 000 h的腐蚀试验.利用SEM及能谱仪对腐蚀后的样品进行了分析,结果显示316Ti样品腐蚀后形成了双层氧化膜,外层为疏松的Fe3O4氧化物,内层为致密的Fe-Cr尖晶石.随腐蚀时间的增加,外层氧化膜厚度变化不明显,但内层氧化膜逐渐增加,同时内层氧化膜沿晶界向基体生长,呈现出晶间腐蚀的特征.
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关键词热度
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文献信息
篇名 包壳材料316Ti在液态铅铋中的腐蚀氧化层分析
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 316Ti 液态铅铋合金 腐蚀 氧化物
年,卷(期) 2015,(z1) 所属期刊栏目 反应堆热工与安全
研究方向 页码范围 187-193
页数 7页 分类号 TG172
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2015.49.S0.0187
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 李京 中国科学院核能安全技术研究所中国科学院中子输运理论与辐射安全重点实验室 82 1078 16.0 31.0
2 陈建伟 中国科学院核能安全技术研究所中国科学院中子输运理论与辐射安全重点实验室 8 10 2.0 3.0
3 吴庆生 中国科学院核能安全技术研究所中国科学院中子输运理论与辐射安全重点实验室 13 86 4.0 9.0
4 韩骞 中国科学院核能安全技术研究所中国科学院中子输运理论与辐射安全重点实验室 2 8 2.0 2.0
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节点文献
316Ti
液态铅铋合金
腐蚀
氧化物
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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
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27955
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