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核电站蒸汽发生器传热管用Inconel合金在高温高压水中的腐蚀行为研究

汪峰 , Thomas M.Devine

腐蚀学报(英文) doi:10.11903/1002.6495.2014.279

研究了核电站蒸汽发生器传热管用合金材料在模拟压水堆一回路水环境中形成的腐蚀氧化膜,首次获得了原位振动光谱.Inconel 600合金的拉曼谱中存在3个峰,540和610 cm-1拉曼峰源自于表面生成的Cr2O3氧化膜,670 cm-1峰对应于表面生成的FeCr2O4尖晶石产物,随着电位的增加,670 cm.峰的相对强度显著增强.Inconel 690合金的表面氧化膜由Cr2O3构成,不含NiO或尖晶石成份.Inconel 600合金发生应力腐蚀开裂(SCC)的敏感性与其表面氧化膜的变化存在关联性.Inconel 690合金尚未发现SCC现象,这与其表面生成的稳定的氧化膜有关.

关键词: 高温高压水 , 蒸汽发生器传热管 , 因科镍合金 , 腐蚀行为

蒸汽发生器传热管Inconel 690合金的热物理性能测定

罗强 , 吴青松 , 徐祺 , 李磊

物理测试 doi:10.13228/j.boyuan.issn1001-0777.20130137

为获得中国生产蒸汽发生器传热管Inconel 690合金的热物理性能数据,对690合金的热膨胀系数、比热容、热扩散率、热导率、弹性模量和泊松比进行了测定和分析.结果表明:690合金在100~350℃的平均热膨胀系数为11.97×10-6/℃;在350℃以下,690合金的热膨胀系数、比热容、热扩散率和热导率随温度的升高而增加,但其弹性模量和泊松比均随温度升高而减小.用最小二乘法建立了690合金在350℃内的热膨胀系数、热扩散率、热导率、弹性模量和泊松比与温度之间的函数关系.

关键词: 蒸汽发生器传热管 , 690合金 , 热物理性能

中国压水堆蒸汽发生器传热管的研究及国产化

宋志刚

钢铁研究学报

回顾了近几十年来中国的几种压水堆蒸汽发生器传热管用材料的选材、研制和国产化.通过一系列研究和工艺突破,积累了大量的材料使用性能数据,成功开发了耐应力腐蚀和点腐蚀性能优良、具有完全自主知识产权的蒸汽发生器用传热管材料,并形成了国产Inconel690TT等材料蒸汽发生器传热管的产业化能力,在国内得到应用,有力地促进了核电关键材料的国产化进程.

关键词: 蒸汽发生器传热管 , 耐腐蚀性能 , 国产化

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