| 5 | 超临界水反应堆铁素体-马氏体钢的应力腐蚀破裂及腐蚀评价显示文摘超临界水冷堆(SCWR)作为第四代反应堆的候选堆型之一,具有热效率高、反应堆设计简化(无蒸汽发生器和汽水分离器)等特点。对于堆内及燃料包壳的结构材料的应用,腐蚀及应力腐蚀破裂的敏感性评价是必不可少的。本文对铁素体-马氏体钢、高镍合金和氧化弥散强化(ODS)合金进行了应力腐蚀破裂及均匀腐蚀试验研究。在500℃、550℃、600℃超临界水条件下,在T91钢的断裂面没有观察到应力腐蚀破裂迹象。随着温度的升高,T91的最大拉伸强度(UTS)和屈服强度(YS)降低,溶解氧水平高导致腐蚀和低塑性。在500℃和550℃时,铁素体.马氏体钢表现出高的腐蚀速率,而镍基合金仅出现轻微腐蚀。在600℃试验中,铁素体.马氏体钢的腐蚀速率比500℃条件大3倍以上。由Mo和Ni构成的薄层似乎阻碍了Cr向T92及T122腐蚀产物外层的扩散。 | Seong Sik Hwang Byung Hak Lee Jung Gu Kim Jinsung Jang 刘金华(译) 姜峨(校) | 2009 | 国外核动力2009，30，1： | 0 |
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