【摘 要】
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不锈钢由于其优异的耐蚀性而作为结构材料被广泛的应用在核电工业中.然而不锈钢在长期服役过程中也会遭受局部腐蚀而发生破坏,典型的如缝隙腐蚀.在压水堆(PWR)核电站中,
【机 构】
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中国科学院核用结构材料与安全性评价重点实验室,辽宁省核电材料安全与评价技术重点实验室,中国科学院金属研究所,中国·沈阳,110016
【出 处】
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The 4th International Symposium on Materials and Reliability
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不锈钢由于其优异的耐蚀性而作为结构材料被广泛的应用在核电工业中.然而不锈钢在长期服役过程中也会遭受局部腐蚀而发生破坏,典型的如缝隙腐蚀.在压水堆(PWR)核电站中,缝隙腐蚀是服役材料的重要损伤形式之一,近年来已经受到越来越多的关注.本文主要研究核级304不锈钢在290℃及3 ppm(质量浓度)溶解氧(DO)的高温纯水中的缝隙腐蚀问题.利用自主研制的高温高压水人工缝隙装置进行测试.结果表明,由缝隙外到缝隙内不同位置生成的氧化膜存在明显的差异.缝隙内DO的降低导致出现电位梯度,其会影响氧化膜的生长和演变.缝隙口处的片状氧化物主要为FeCr2O,缝隙深处规则的尖晶石氧化物主要为Fe3O4.研究认为,在缝隙腐蚀孕育阶段Ni和Fe首先从基体溶解且赤铁矿形核.随着缝隙腐蚀的进行,缝隙内电位降会导致赤铁矿的溶解,多余的Fe2+和Ni2+离子向缝隙口处聚集,在缝隙口处会形成较大尺寸的氧化物颗粒从而增强了闭塞效应.结果在缝隙深处会发生更大的电位降,最终导致缝隙内形成Fe3O4尖晶石氧化物.
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