核电用690合金传热管抗苛性应力腐蚀性能评价

核电用690合金传热管抗苛性应力腐蚀性能评价

论文摘要

采用C形试样浸泡的试验方法,评价了2种加载状态下3种690合金传热管在325℃的50%NaOH介质中长期抗苛性应力腐蚀开裂能力,用XRD方法测量加载后应力值,对表面氧化膜进行了细致的分析。结果表明:采用螺钉缓慢加载的C形试样最大载荷值存在一定量的释放,国产管比进口管的释放量大;在325℃的50%NaOH介质中,国产管与进口管均具有良好的抗SCC性能,国产A管与进口C管的表面氧化膜特征更接近;在高温浓碱介质中,690合金传热管良好的抗苛性应力腐蚀能力与表面生成的双层结构的氧化膜及沿晶界析出连续状碳化物结构特征相关。

论文目录

  • 1 实验
  • 2 结果与讨论
  •   2.1 应力分析
  •   2.2 表面形貌分析
  •   2.3 截面金相分析
  •   2.4 氧化膜AES分析
  • 3 结论
  • 文章来源

    类型: 期刊论文

    作者: 唐占梅,孟凡江,张平柱,徐雪莲,胡石林

    关键词: 合金,形试样,苛性应力腐蚀开裂,氢氧化钠

    来源: 稀有金属材料与工程 2019年11期

    年度: 2019

    分类: 工程科技Ⅰ辑,工程科技Ⅱ辑

    专业: 金属学及金属工艺,核科学技术,电力工业

    单位: 中国原子能科学研究院,上海核工程研究设计院

    基金: 大型先进压水堆核电站重大专项(2010ZX06004-18)

    分类号: TM623;TG172.9

    页码: 3541-3547

    总页数: 7

    文件大小: 1794K

    下载量: 50

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