【摘 要】
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通过模拟压水堆一回路水环境,对690和800两种合金进行了在含Zn 10μg/kg、320℃高温溶液中浸泡1000 h的腐蚀实验,并对实验后的试样氧化膜进行SEM和XPS分析。结果表明,690镍基
【机 构】
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上海交通大学核能科学与工程学院,上海核工程研究设计院上海市核电工程重点实验室,
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通过模拟压水堆一回路水环境,对690和800两种合金进行了在含Zn 10μg/kg、320℃高温溶液中浸泡1000 h的腐蚀实验,并对实验后的试样氧化膜进行SEM和XPS分析。结果表明,690镍基合金的腐蚀增重率低于800合金,其氧化膜较800合金薄;两种试样均形成了外富Fe、Zn,内富Cr的氧化膜;随着距离氧化膜表面距离的增加,氧化膜中化合物的主要成分由(Zn,Fe,Ni)(Fe,Cr)2O4依次向ZnCr2O4和Cr2O3过渡。
By simulating the water environment of the first circuit of PWR, the corrosion experiments of 690 and 800 alloy were carried out for 1000 h in Zn 10μg / kg and 320 ℃ high temperature solution, and the SEM and XPS analysis. The results show that the corrosion rate of 690 Ni-based alloy is lower than that of 800 alloy and its oxide film is thinner than that of 800 alloy. With the increase of surface distance, the main components of the compounds in the oxide film transition from (Zn, Fe, Ni) (Fe, Cr) 2O4 to ZnCr2O4 and Cr2O3.
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