压水堆核电站蒸汽发生器用600合金管在含铅高温碱溶液中的应力腐蚀行为研究

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	压水堆核电站蒸汽发生器用600合金管在含铅高温碱溶液中的应力腐蚀行为研究
	但体纯; 王俭秋; 韩恩厚; 柯伟
	2008-09-25
发表期刊	腐蚀科学与防护技术
期号	5 页码:313-316
摘要	采用U型弯曲试样研究了高、低温工厂退火状态的压水堆蒸汽发生器(SG)商用化600合金管在330℃、含10g/L PbO的10%NaOH高温水溶液中的应力腐蚀开裂(SCC)行为.结果表明,在氢浓度很高时,600合金表现为较严重的晶间腐蚀(IGA),最大侵蚀深度约270μm;没有观察到明显的应力腐蚀开裂,腐蚀晶界中有铅的沉积;冷拉预变形、退火温度对材料的腐蚀和应力腐蚀行为的影响不明显.
部门归属	中国科学院金属研究所材料环境腐蚀试验研究中心;
关键词	600合金应力腐蚀晶间腐蚀蒸汽发生器
文献类型	期刊论文
条目标识符	http://ir.imr.ac.cn/handle/321006/24314
专题	中国科学院金属研究所
推荐引用方式 GB/T 7714	但体纯,王俭秋,韩恩厚,等. 压水堆核电站蒸汽发生器用600合金管在含铅高温碱溶液中的应力腐蚀行为研究[J]. 腐蚀科学与防护技术,2008(5):313-316.
APA	但体纯,王俭秋,韩恩厚,&柯伟.(2008).压水堆核电站蒸汽发生器用600合金管在含铅高温碱溶液中的应力腐蚀行为研究.腐蚀科学与防护技术(5),313-316.
MLA	但体纯,et al."压水堆核电站蒸汽发生器用600合金管在含铅高温碱溶液中的应力腐蚀行为研究".腐蚀科学与防护技术 .5(2008):313-316.