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压水堆条件下锌对690合金表面氧化膜的影响
          
Zinc Treatment Effects on Corrosion Behavior of Alloy 690 and the Mechanism in PWR Environment

摘    要
模拟压水堆一回路加锌水环境, 对镍基690合金在加锌浓度为10 μg/kg的320 ℃, 15.20 MPa溶液中进行了1000 h的腐蚀试验。采用XPS深度分析法对试样氧化膜进行分析。结果表明, 锌能有效地降低690合金的均匀腐蚀速率, 加锌后氧化膜形貌和成分都有了明显改变, 氧化膜厚度变薄。
标    签 压水堆   一回路   加锌   均匀腐蚀   PWR   primary loop   zinc addition   general corrosion  
 
Abstract
Zinc addition effects on general corrosion of Nickel-base Alloy 690 were investigated in simulated PWR primary coolant with 10 μg/kg zinc addition at 320 ℃, 15.20 MPa for 1000 h. The results show that with the addition of zinc, the corrosion rate of Nickel-base Alloy is effectively reduced. The surface oxide film is thinner, the morphology and chemical composition of surface oxide scales are changed.

中图分类号 TG174

 
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所属栏目 试验研究

基金项目 国家科技重大专项(2008ZX06004)

收稿日期 2011/12/14

修改稿日期

网络出版日期

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备注王力, 硕士,

引用该论文: WANG Li,ZHANG Le-fu,SHI Xiu-qiang. Zinc Treatment Effects on Corrosion Behavior of Alloy 690 and the Mechanism in PWR Environment[J]. Corrosion & Protection, 2012, 33(12): 1042


被引情况:


【1】段振刚,沈朝,张乐福,王力,徐雪莲,石秀强, "奥氏体不锈钢在含锌PWR一回路水中的均匀腐蚀行为",腐蚀与防护 35, 637-641(2014)



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参考文献
【1】Experience with zinc injection in European PWRs[R]. Palo Alto CA:EPRI, 2002.1003378.
 
【2】Chemistry Update[R]. Palo Alto CA:EPRI, 1018084, 2008.
 
【3】刘侠和, 吴欣强, 韩恩厚. 轻水堆加锌材料在加锌水中的腐蚀行为研究现状与进展[J]. 腐蚀科学与防护技术, 2011, 23(4): 287-292.
 
【4】Machet A, Galtayries A, Marcus P, et al. XPS study of oxides formed on nickel-base alloys in high temperature and high-pressure water[C]//Surf Interface Anal, 2002:197-200.
 
【5】Stellwag B. The mechanism of oxide film formation on austenitic stainless steels in high temperature water[J]. Corrosion Science, 1998, 40(3):337-370.
 
【6】Combrade P, Scott P M, Foucault M, et al. Oxidation of Ni base alloys in PWR water:oxide layers and associated damage to the base metal[C]//Proceedings of the 12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power System-Water Reactors, 2005:883-890.
 
【7】Lister D H. Mechanisms of zinc interaction with oxide films in high-temperature water[C]//Presentation at EPRI Meeting, Toronto Ontario Canada, 2004:26-28.
 
【8】乔培鹏, 张乐福, 刘瑞芹, 等. 压水堆条件下锌对奥氏体不锈钢腐蚀性能的影响[J]. 原子能科学技术, 2010, 44(6):690.
 
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