疖状腐蚀相关论文
对不同状态的锆-4合金管材进行了高温蒸汽腐蚀研究。经400℃预膜和未预膜的样品在460℃/10.3 MPa的蒸汽中进行腐蚀试验,结果表明:......
研究了400℃,10.3 MPa蒸汽中,溶解氧（DO）的存在对Zr-4,N18（Zr-1.0Sn-0.3Nb-0.3Fe-0.1Cr）以及N36（Zr-1.0Sn-1.0Nb-0.3Fe）合金腐蚀行为的影......
研究了预生氧化膜处理对不同工艺生产的锆 4合金试样抗疖状腐蚀的影响。预生膜能起到延缓疖状腐蚀的作用 ,但不能阻止疗状腐蚀产生......
研究了不同热处理制度对Zr-4合金的耐疖状腐蚀性能的影响规律.实验结果表明:在高于该合金的α相区温度或α+β双相区温度条件下,保......
研究了不同热处理制度对Zr－4合金的耐疖状腐蚀性能的影响规律．实验结果表明：在高于该合金的α相区温度或α＋β双相区温度条件下，保温时......
对不同表面状态的Ｚｒ－４管材在５００℃，１０．３ＭＰａ下的过热蒸汽中进行了腐蚀试验。实验证明：表面处理状态对合金抗疖状腐蚀性能有较大影响。经酸洗后可提高......
把N18（NZ2）锆合金样品经过多种不同的热处理后，用高压釜在500℃，10．3MPa过热蒸汽中进行腐蚀试验，研究了它们的耐疖状腐蚀性能。结果表明：......
阐述了锆-4合金包壳管疖状腐蚀机理及改善疖状腐蚀性能的途径,并通过生产实践证明采用高Fe和Cr化学成分和低温加工工艺改善锆-4合......
采用500℃／10．3MPa过热蒸汽中腐蚀的方法，研究了添加微量合金元素Nb对Zr-4舍金疖状腐蚀行为的影响。结果表明：添加0．05％Nb后就可以观察到......
研究了奥氏体不锈钢304NG在550、600和650℃超临界水环境下的腐蚀行为。采用扫描显微镜、X射线能谱仪、X射线衍射仪分析了氧化膜的......
将Zr-4合金经过800℃/20 h热处理,用高压釜在500℃、10.3 MPa过热蒸汽中进行腐蚀实验,并采用电子背散射衍射分析（EBSD）技术研究Zr-4......
锆合金主要用作核反应堆燃料元件的包壳材料及其他堆内构件。回顾了有关锆合金水侧腐蚀的主要研究结果及存在的问题，概括了现有的理......
研究了奥氏体ODS钢（316-ODS）在600℃/25 MPa超临界水（SCW）中的腐蚀特性。采用腐蚀增重法、SEM、EDS和XRD分析了材料的氧化动力学、氧化......
作为水冷动力堆燃料棒包壳材料的Zr-4合金在水冷动力反应堆中会发生疖状腐蚀。疖状腐蚀一旦发生,会造成有效壁厚减薄,这将影响包壳......
用高压釜腐蚀实验研究了在Zr-4合金成分基础上添加0.1%-0.3%（质量分数）Nb的合金在500℃/10.3MPa过热蒸汽中的耐腐蚀性能,用TEM和SEM......
采用静态高压釜腐蚀试验研究了在Zr-1Nb锆合金基础上添加Cu的Zr-1Nb-xCu(x=0~0.5,质量分数,%)合金在400℃/10.3 MPa过热蒸汽中的耐......
N18合金经轧制变形及780℃/5h热处理,在500℃/10.3 MPa过热蒸汽中发生了疖状腐蚀。采用TEM和SEM研究了合金及腐蚀生成氧化膜的显微......
经过不同热处理后的几种Zr-4合金样品,在550℃/25 MPa超临界水中腐蚀时都不同程度地发生了疖状腐蚀。用扫描电镜研究了氧化膜的显......
锆合金以其独特的物理性能被广泛用于核反应堆堆芯结构材料,随着当前核电进一步向大功率、高燃耗发展,改善锆合金耐腐蚀性能便成为......
对2种N36锆合金成品管试样进行疖状腐蚀试验,腐蚀条件为500℃、10.3 MPa的过热蒸汽。2种试样的区别在于不同的热处理制度形成的第......
N18锆合金样品经过不同条件的热处理后,用高压釜在500℃/10.3 MPa过热蒸汽中进行腐蚀实验,研究其耐疖状腐蚀性能。结果表明:样品经......
一般来讲,在热处理过程中,一些合金元素可能会偏聚到样品表面。在氧化、腐蚀过程中,合金元素的表面偏聚又可能会影响到氧的吸附,从......
对不同工艺生产的Ｚｒ－４管材，采用酸洗，不酸洗，预膜，不预膜４种组合状态进行行表面处理，处理它在５００℃过热蒸汽中的腐蚀行为。酸洗后可提高抗疖状腐......
在500℃、10,3 MPa的过热蒸气条件下,进行了不同加工和热处理制度处理的2种N36锆合金成品管与lmpr.Zr-4合金对比样的疖状腐蚀试验......
文章研究了抛光砂带目数对Zr-4合金疖状腐蚀斑点数量的影响,并对疖状腐蚀后斑点进行电镜观察、能谱分析及第二相粒子尺寸观察。实......
采用500℃/10.3 MPa过热蒸汽中腐蚀的方法,研究热处理及织构取向对Zr-4合金薄板耐疖状腐蚀性能的影响.样品在820℃-1 h加热快冷后,......
