研究堆中铝质构件的腐蚀及冷却剂pH值的选取
Corrosion of Aluminium Components and Determining of pH Value of Coolant in Research Reactor作者机构：中国核动力研究设计院 四川 成都
出 版 物：《核动力工程》 (Nuclear Power Engineering)
年 卷 期：1998年第19卷第6期
页 面：547-550页
核心收录：
学科分类：082703[工学-核技术及应用] 08[工学] 0827[工学-核科学与技术]
摘 要：国内池式轻水研究反应堆中，尽管其燃料元件包壳材料、反应堆水池覆面材料和主要堆内构件材料以及运行温度不一样，其冷却剂ｐＨ值都定为偏酸性。本文根据池式轻水研究堆环境条件等实际情况，从水的ｐＨ值和水温对铝质材料浸水表面腐蚀速率的影响角度分析认为，即使燃料元件包壳为铝质材料，只要铝质材料浸水表面温度不超过使其表面非晶态氧化膜（屏蔽层）减薄的临界温度，反应堆池水的ｐＨ值可以取中性范围。
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