检索结果-南通市图书馆

核电结构材料腐蚀疲劳裂纹扩展行为研究现状与进展

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

中国腐蚀与防护学报 2022年第1期42卷 9-15页

作者：张兹瑜吴欣强韩恩厚柯伟中国科学院金属研究所中国科学院核用材料与安全评价重点实验室辽宁省核电材料安全与评价技术重点实验室沈阳110016

综述了核电结构材料腐蚀疲劳裂纹扩展的研究现状及环境、力学、材料等因素的影响规律,讨论了高温高压水环境中考虑环境效应的疲劳裂纹扩展模型,提出了当前核电结构材料高温高压水腐蚀疲劳裂纹扩展机制及模型研究面临的主要问题及未来可... 详细信息

综述了核电结构材料腐蚀疲劳裂纹扩展的研究现状及环境、力学、材料等因素的影响规律,讨论了高温高压水环境中考虑环境效应的疲劳裂纹扩展模型,提出了当前核电结构材料高温高压水腐蚀疲劳裂纹扩展机制及模型研究面临的主要问题及未来可能的研究方向。

关键词：核电结构材料高温高压水腐蚀疲劳裂纹扩展机理裂纹扩展模型

耐Pb-Bi腐蚀Si增强型铁素体/马氏体钢和奥氏体不锈钢的研究进展

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

金属学报 2023年第4期59卷 502-512页

作者：吴欣强戎利建谭季波陈胜虎胡小锋张洋鹏张兹瑜中国科学院金属研究所中国科学院核用材料与安全评价重点实验室沈阳110016

结构材料是制约铅冷快堆建设的关键因素之一,原因是其组成元素在液态Pb-Bi共晶(LBE)中会发生不同程度的溶解,影响结构安全。候选结构材料铁素体/马氏体钢T91与不锈钢316在550℃饱和氧LBE环境中发生快速氧化腐蚀;溶解氧浓度降至1.26×10^... 详细信息

结构材料是制约铅冷快堆建设的关键因素之一,原因是其组成元素在液态Pb-Bi共晶(LBE)中会发生不同程度的溶解,影响结构安全。候选结构材料铁素体/马氏体钢T91与不锈钢316在550℃饱和氧LBE环境中发生快速氧化腐蚀;溶解氧浓度降至1.26×10^(-6)%(质量分数)可减轻T91的液态LBE腐蚀,但低于1×10^(-6)%时,T91与316钢发生溶解腐蚀;T91液态LBE脆化敏感性高,导致其在350℃液态LBE中腐蚀疲劳寿命显著降低。与商用的(9%~12%)Cr铁素体/马氏体钢和316型奥氏体不锈钢相比,经微合金化的Si增强型铁素体/马氏体钢(9Cr-Si和12Cr-Si)和奥氏体不锈钢(ASS-Si),具有较好的组织稳定性和综合力学性能,且在液态LBE中形成的富Si氧化物提高了氧化膜的致密性,改善了其耐腐蚀性能,在550℃下静态饱和氧和动态控氧LBE环境中的溶解腐蚀受到抑制,有望满足铅冷快堆的设计需求。

关键词：铁素体/马氏体钢奥氏体不锈钢液态金属腐蚀液态金属脆化力学性能组织稳定性

温度对国产核级316L不锈钢在加Zn水中电化学腐蚀性能的影响

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

金属学报 2014年第1期50卷 64-70页

作者：刘侠和吴欣强韩恩厚中国科学院金属研究所材料环境腐蚀研究中心辽宁省核电材料安全与评价技术重点实验室沈阳110016

在模拟压水堆一回路B+Li水和加Zn水中,采用极化曲线、阻抗谱(EIS)原位研究了温度(7)变化对国产核级316L不锈钢(316LSS)电化学腐蚀行为的影响.结果表明,T升高导致316LSS表面氧化膜的保护性能减弱.从低温到高温,316LSS表面膜结构由单层转... 详细信息

在模拟压水堆一回路B+Li水和加Zn水中,采用极化曲线、阻抗谱(EIS)原位研究了温度(7)变化对国产核级316L不锈钢(316LSS)电化学腐蚀行为的影响.结果表明,T升高导致316LSS表面氧化膜的保护性能减弱.从低温到高温,316LSS表面膜结构由单层转变为双层,富Cr氧化层起到关键性的阻挡金属基体继续氧化的作用.与无Zn相比,加Zn后316LSS表面膜的耐蚀性增强,但生长机制不变.从氧化物溶解度和结构模型的角度讨论了316L SS在上述水溶液中表面氧化膜的形成机理.

关键词： 316L不锈钢加Zn水化学 EIS 极化曲线氧化膜

核级不锈钢和铁素体-马氏体耐热钢在400℃/25 MPa超临界水中的腐蚀行为

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

金属学报 2011年第7期47卷 932-938页

作者：钟祥玉吴欣强韩恩厚中国科学院金属研究所金属腐蚀与防护国家重点实验室沈阳110016 中国科学院金属研究所辽宁省核电材料安全与评价技术重点实验室沈阳110016

利用腐蚀增重法,XRD,Raman光谱和SEM研究了核级304不锈钢和铁素体-马氏体耐热钢P92在400℃/25 MPa超临界水中的腐蚀行为.结果表明,2种材料都以均匀腐蚀为主,增重曲线遵循幂指数规律.304不锈钢的腐蚀增重比P92钢低近一个数量级,其氧化膜... 详细信息

利用腐蚀增重法,XRD,Raman光谱和SEM研究了核级304不锈钢和铁素体-马氏体耐热钢P92在400℃/25 MPa超临界水中的腐蚀行为.结果表明,2种材料都以均匀腐蚀为主,增重曲线遵循幂指数规律.304不锈钢的腐蚀增重比P92钢低近一个数量级,其氧化膜很薄,局部存在少量的疖状腐蚀.氧化膜主要由Cr_2O_3,α-Fe_2O_3,Fe_3O_4和尖晶石结构氧化物组成.P92钢的氧化膜主要由α-Fe_2O_3,Fe_3O_4和尖晶石结构氧化物组成,表层主要含α-Fe_2O_3.延长腐蚀时间.P92钢表面氧化膜在超临界水中溶解,导致氧化膜形貌由致密的多面体颗粒演化为相互连通的多孔网络结构.

关键词：核级不锈钢铁素体-马氏体耐热钢超临界水腐蚀氧化膜

核级不锈钢高温水腐蚀疲劳机制及环境疲劳设计模型

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

金属学报 2011年第7期47卷 790-796页

作者：吴欣强徐松韩恩厚柯伟中国科学院金属研究所金属腐蚀与防护国家重点实验室沈阳110016 中国科学院金属研究所辽宁省核电材料安全与评价技术重点实验室沈阳110016

通过模拟核电高温高压循环水腐蚀疲劳实验,研究了国产核级不锈钢的环境疲劳损伤行为与失效机制;评价了影响不锈钢高温高压水疲劳寿命的环境和载荷等因素,建立了一个植入环境损伤效应的疲劳设计模型,给出了便于工程应用的核级不锈钢的环... 详细信息

通过模拟核电高温高压循环水腐蚀疲劳实验,研究了国产核级不锈钢的环境疲劳损伤行为与失效机制;评价了影响不锈钢高温高压水疲劳寿命的环境和载荷等因素,建立了一个植入环境损伤效应的疲劳设计模型,给出了便于工程应用的核级不锈钢的环境疲劳设计曲线.

关键词：核级不锈钢高温高压水腐蚀疲劳环境致裂设计模型

闭塞区中Ni^(2+)对核级304不锈钢高温水氧化行为的影响

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

金属学报 2011年第7期47卷 927-931页

作者：匡文军吴欣强韩恩厚中国科学院金属研究所金属腐蚀与防护国家重点实验室沈阳110016 中国科学院金属研究所辽宁省核电材料安全与评价技术重点实验室沈阳110016

核电站服役的高温高压水回路中闭塞区的流动不充分,可能产生异常水化学条件而导致材料服役性能弱化.本文利用国产核级304不锈钢制备了一种简单的模拟闭塞区样品,放入含有Ni^(2+)的高温含氧水中浸泡并对生成的氧化膜进行表征.结果表明:... 详细信息

核电站服役的高温高压水回路中闭塞区的流动不充分,可能产生异常水化学条件而导致材料服役性能弱化.本文利用国产核级304不锈钢制备了一种简单的模拟闭塞区样品,放入含有Ni^(2+)的高温含氧水中浸泡并对生成的氧化膜进行表征.结果表明:闭塞区从外到内氧化膜外层中的尖晶石结构相的比例逐渐减小,而赤铁矿结构相的比例逐渐增大,模表层的Ni含量逐渐降低.分析表明,Ni^(2+)浓度会显著影响核级不锈钢的氧化行为,闭塞结构会在一定程度上阻碍本体溶液中的Ni^(2+)向闭塞区内扩散,使Ni^(2+)沿闭塞区深度方向形成浓度梯度.导致氧化膜的生长特征沿梯度方向发生明显变化.

关键词：核级不锈钢高温高压水闭塞区 Ni2+ 氧化膜

溶解氧含量对国产化锻造主管道316LN不锈钢环境促进疲劳寿命的影响

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

腐蚀与防护 2023年第6期44卷 11-16,46页

作者：郑会张维李国健李杰谭季波吴欣强国核电站运行服务技术有限公司上海200233 中核核电运行管理有限公司海盐314301 中国科学院金属研究所沈阳110016

在模拟核电厂一回路高温高压水环境中,对国产化锻造主管道用316LN不锈钢开展了疲劳试验,分析了应变速率和溶解氧(DO)含量对不锈钢环境促进疲劳(EAF)寿命的影响。结果表明:在不同DO含量下,试样EAF断口均呈典型的多裂纹源疲劳开裂特征,疲... 详细信息

在模拟核电厂一回路高温高压水环境中,对国产化锻造主管道用316LN不锈钢开展了疲劳试验,分析了应变速率和溶解氧(DO)含量对不锈钢环境促进疲劳(EAF)寿命的影响。结果表明:在不同DO含量下,试样EAF断口均呈典型的多裂纹源疲劳开裂特征,疲劳辉纹明显;断口上覆盖的腐蚀产物主要为富Fe、Cr、Ni的尖晶石氧化物,随着DO含量的增加,氧化物颗粒数量增加、尺寸变大;在不同DO含量下EAF寿命偏差不超过30%,无明显统计差别;结合不同的统计模型可知,在低应变速率(0.1×10^(-4)~0.1×10^(-3) s^(-1))下DO含量对316LN不锈钢EAF寿命的影响才会比较明显;在建立较为精确的统计模型时,需要细分应变速率范围,并考虑DO含量的影响。

关键词：核电厂一回路 316LN不锈钢溶解氧(DO) 环境影响疲劳(EAF)

核电高温高压水中不锈钢和镍基合金的腐蚀机制

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

金属学报 2010年第11期46卷 1379-1390页

作者：韩恩厚王俭秋吴欣强柯伟中国科学院金属研究所金属腐蚀与防护国家重点实验室沈阳110016 中国科学院金属研究所辽宁省核电材料安全与评价技术重点实验室沈阳110016

综述了近年来在核电高温高压水中不锈钢和镍基合金的腐蚀电化学行为规律,以及材料表面膜的成分、组织结构和电子特征.通过系统分析水介质化学和材料微观结构对表面膜的影响,试图把膜的特性与腐蚀电化学行为联系起来.讨论了核电高温高压... 详细信息

综述了近年来在核电高温高压水中不锈钢和镍基合金的腐蚀电化学行为规律,以及材料表面膜的成分、组织结构和电子特征.通过系统分析水介质化学和材料微观结构对表面膜的影响,试图把膜的特性与腐蚀电化学行为联系起来.讨论了核电高温高压水中材料的腐蚀机制,提出核电高温高压水中不锈钢和镍基合金的腐蚀机制与常温时不同,高温下是由电化学与氧化联合控制,而不是传统意义上常温下的纯电化学腐蚀.表面膜为双层结构,外层疏松,而内层是由纳米晶构成的具有半导体性质的膜层,内层是控制腐蚀的关键.材料的微观成分与组织结构、表面加工状态、水化学参数是影响核电用材料高温高压水中腐蚀的重要因素.腐蚀产生的氧化物的楔形力导致缺陷前端产生局部拉应力,即使在宏观压应力区,缺陷前端的局部拉应力仍可导致应力腐蚀开裂的发生与扩展.氧化物楔形力的作用是促进压应力下产生应力腐蚀开裂的重要原因.

关键词：不锈钢镍基合金腐蚀应力腐蚀电化学核电站表面膜

Mo含量对不锈钢在环烷酸介质中腐蚀与冲蚀的影响

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

金属学报 2002年第10期38卷 1067-1073页

作者：敬和民吴欣强郑玉贵姚治铭柯伟中国科学院金属研究所金属腐蚀与防护国家重点实验室沈阳110016

制备了以316L为基的不同Mo含量的不锈钢,在精制环烷酸和含环烷酸的油中分别进行了静态和冲蚀实验.结果表明:316L基不锈钢在高温环烷酸介质中具有很好的抗腐蚀和冲蚀性能.随Mo含量增加,不锈钢的环烷酸腐蚀速率和冲刷腐蚀速率均逐渐减小.... 详细信息

制备了以316L为基的不同Mo含量的不锈钢,在精制环烷酸和含环烷酸的油中分别进行了静态和冲蚀实验.结果表明:316L基不锈钢在高温环烷酸介质中具有很好的抗腐蚀和冲蚀性能.随Mo含量增加,不锈钢的环烷酸腐蚀速率和冲刷腐蚀速率均逐渐减小.流体冲刷明显加剧不锈钢的环烷酸腐蚀.综合考虑不锈钢的抗蚀性能及机械性能,在设计抗环烷酸腐蚀和冲蚀的新型不锈钢时,Mo含量应保持在5％（质量分数）左右.

关键词：不锈钢冲刷腐蚀环烷酸石油化工钼