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摘要:
奥氏体321不锈钢常用作核反应堆冷却剂主管道结构材料,铅铋共晶合金是第四代核能系统(GenⅣ)铅冷快堆冷却剂的主要候选材料.为研究321不锈钢与高温液态铅铋共晶合金的相容性,对321不锈钢在550℃ 液态铅铋共晶合金中的200、400、600 h腐蚀现象进行了研究.对不同腐蚀时间后腐蚀试样的表面和截面分别进行了XRD和SEM、EDS检测.结果发现:在321不锈钢试样表面产生了一种随腐蚀时间增加先生长后脱落的含O、Ti、Pb元素的化合物(Ti2 O和Pb2 O3);在321不锈钢基体与铅铋共晶合金交界处会产生一层随腐蚀时间增加不断增厚的扩散层;321不锈钢在铅铋共晶合金中发生溶解腐蚀,在Fe、Cr元素不断向铅铋共晶合金中溶解时,伴随着Pb、Bi元素向基体中的渗透.
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文献信息
篇名 奥氏体321不锈钢在550℃静态铅铋共晶合金中的腐蚀行为
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 铅冷快堆 铅铋共晶合金 321不锈钢 溶解腐蚀
年,卷(期) 2019,(3) 所属期刊栏目 裂变堆工程材料
研究方向 页码范围 427-433
页数 7页 分类号 TL341
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2018.youxian.0748
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 雷玉成 江苏大学材料科学与工程学院 156 834 14.0 20.0
2 王丹 江苏大学材料科学与工程学院 24 37 4.0 5.0
3 朱强 江苏大学材料科学与工程学院 36 104 5.0 9.0
4 陈钢 江苏大学材料科学与工程学院 10 2 1.0 1.0
5 鞠娜 江苏大学材料科学与工程学院 5 1 1.0 1.0
6 李天庆 江苏大学材料科学与工程学院 15 7 1.0 1.0
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研究主题发展历程
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铅冷快堆
铅铋共晶合金
321不锈钢
溶解腐蚀
研究起点
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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)
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