【摘 要】
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在315℃的模拟压水堆一回路水环境下,针对316和304奥氏体不锈钢及690合金等压水堆核电站主设备材料,通过将在含Co的高温溶液中浸泡形成的氧化膜试样再放入含Zn溶液中进行腐蚀
【机 构】
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上海交通大学核能科学与工程学院,上海核工程研究设计院上海市核电工程重点实验室,
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在315℃的模拟压水堆一回路水环境下,针对316和304奥氏体不锈钢及690合金等压水堆核电站主设备材料,通过将在含Co的高温溶液中浸泡形成的氧化膜试样再放入含Zn溶液中进行腐蚀实验,研究了Zn对Co在氧化膜中沉积行为的影响。结果表明,Co的沉积使氧化膜形貌发生了变化,Zn对沉积在氧化膜中的Co有置换作用。
Under the water environment of the first loop of the simulated PWR at 315 ℃, the main equipment materials of 316 and 304 austenitic stainless steel and 690 alloy PWR nuclear power plant were prepared by immersing the oxide film sample in the high temperature solution containing Co And then placed in a solution containing Zn for corrosion experiments to study the effect of Zn on the deposition behavior of Co in an oxide film. The results show that the deposition of Co changes the morphology of the oxide film, and Zn displaces Co deposited in the oxide film.
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