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压水堆蒸汽发生器水位模糊控制器的设计方法 被引量：5
1
作者 段素珍 张乃尧 崔震华 《清华大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第9期1581-1584,1588,共5页
根据压水堆蒸汽发生器的简化数学模型,将一种模糊控制器的系统化设计方法用于蒸汽发生器水位的控制。该方法将模糊控制器的设计分解为各个独立子系统的线性最优控制器(LQR)的设计,不仅大大简化了模糊控制器的设计,而且能够保证模糊控制... 根据压水堆蒸汽发生器的简化数学模型,将一种模糊控制器的系统化设计方法用于蒸汽发生器水位的控制。该方法将模糊控制器的设计分解为各个独立子系统的线性最优控制器(LQR)的设计,不仅大大简化了模糊控制器的设计,而且能够保证模糊控制系统的渐进稳定性。在快速加负荷和突然甩负荷的仿真实验中,该方法的控制效果在超调和反应速度方面明显优于已有的分层模糊自适应控制,验证了该方法的有效性。 展开更多
关键词 核反应堆 压水堆 蒸汽发生器 模糊控制
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IAEA推荐的操作干预水平OIL1和OIL2缺省值的导出及其适宜性的初步研究 被引量：7
2
作者 凌永生 施仲齐 王醒宇 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2005年第1期11-17,共7页
本文简要介绍了操作干预水平 (OIL)的概念、应用和IAEA建议的缺省值及其导出方法 ,运用有代表性的美国《反应堆安全研究》的事故源项和法国严重事故源项 (S1 ,S2 ,S3 ) ,着重研究了压水堆事故下OIL缺省值导出假定的两个参数R1(总有效剂... 本文简要介绍了操作干预水平 (OIL)的概念、应用和IAEA建议的缺省值及其导出方法 ,运用有代表性的美国《反应堆安全研究》的事故源项和法国严重事故源项 (S1 ,S2 ,S3 ) ,着重研究了压水堆事故下OIL缺省值导出假定的两个参数R1(总有效剂量率和烟羽外照射剂量率的比值 )、R2 (甲状腺剂量率和烟羽外照射剂量率的比值 )数值的合理性。初步研究表明 ,对所研究的事故类型 ,平均来说 ,R1、R2 参数取值和相应的OIL1、OIL2缺省值是适宜的 ;但对不同事故类型计算得出的OIL与其缺省值存在一定的偏差。相对事故源项来说 ,事故天气条件以及距离对R1、R2 的影响较小 (PWR1～PWR7中R1、R2 的数值随距离变化的最大值约为最小值的 2倍 ;而在大气稳定度类别为A、D和F这三类气象条件下 ,PWR1～PWR6平均的R1、R2 数值与缺省值假定计算条件设定值的最大偏差大约为 5 0 % )。因此 ,在实际应急响应中运用OIL缺省值时 。 展开更多
关键词 外照射剂量 初步研究 比值 和法 甲状腺 有效剂量 适宜 干预水平 IAEA pwr
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压水堆核电站主管道材料的低周疲劳行为研究 被引量：3
3
作者 薛飞 余伟炜 +4 位作者 遆文新 王兆希 张路 林磊 石崇哲 《机械强度》 CAS CSCD 北大核心 2011年第6期890-894,共5页
对压水堆核电站主管道材料Z3CN20.09M进行室温与350℃低周疲劳性能试验,得到材料循环变形规律和寿命演化模型。结果表明,主管道材料表现为先强化后软化的循环特性,但强化的程度取决于温度和应变幅;当应变幅较大时,高温疲劳断裂寿命高于... 对压水堆核电站主管道材料Z3CN20.09M进行室温与350℃低周疲劳性能试验,得到材料循环变形规律和寿命演化模型。结果表明,主管道材料表现为先强化后软化的循环特性,但强化的程度取决于温度和应变幅;当应变幅较大时,高温疲劳断裂寿命高于室温疲劳断裂寿命,但随着应变幅的降低,二者的疲劳断裂寿命差别逐渐减小。常温与350℃高温疲劳断口的分析表明,Z3CN20.09M钢低周疲劳裂纹呈凸形扩展,并伴随有疲劳辉纹出现。 展开更多
关键词 低周疲劳 核电 压水堆 主管道
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改进型压水堆反应堆压力容器封头螺栓自动超声检测方法
4
作者 陈智聪 杨建华 刘书红 《无损检测》 2014年第7期63-66,共4页
反应堆压力容器封头螺栓作为核设备的重要部件,RSEM标准要求在役前及在役阶段对其进行超声波检测。这是个多系统配合的过程,必须依赖专用超声波检查系统、机械扫查器和控制系统的统一协作才能完成。介绍了改进型压水堆反应堆压力容器封... 反应堆压力容器封头螺栓作为核设备的重要部件,RSEM标准要求在役前及在役阶段对其进行超声波检测。这是个多系统配合的过程,必须依赖专用超声波检查系统、机械扫查器和控制系统的统一协作才能完成。介绍了改进型压水堆反应堆压力容器封头螺栓超声波检测技术、检测的部位、探头的选用、仪器的选用以及扫查方式、采集系统和分析系统。经实际扫查试验,证明该系统满足改进型压水堆反应堆压力容器封头螺栓超声波检测需求。 展开更多
关键词 压水反应堆 封头螺栓 超声波检测
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压水堆燃料元件棒传热的分析
5
作者 王九云 《咸宁学院学报》 2010年第6期5-7,共3页
反应堆中堆芯传热问题非常复杂.本文对压水堆燃料元件棒内的传热做了简化,将燃料芯块视为含内热源的稳态传热,芯块与包壳之间的间隙以及包壳看作稳态导热,探讨燃料元件棒内热量的传递,得到各区间的温度分布、热流量分布.
关键词 核能 传热 压水堆 燃料元件棒
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大型核电机组涉网保护与电网安全自动装置的协调控制原则 被引量：22
6
作者 吴国旸 宋新立 +3 位作者 鞠平 林俊杰 吕军 苏毅 《电力系统自动化》 EI CSCD 北大核心 2014年第3期178-183,188,共7页
针对中国目前应用最为广泛的压水堆核电机组,分析了核电机组涉网保护与电网安全运行的相互作用和影响,提出了核电机组涉网保护与电网安全自动装置的协调控制原则。在全过程动态仿真程序已有的压水堆核电机组模型基础上,研究了电网电压... 针对中国目前应用最为广泛的压水堆核电机组,分析了核电机组涉网保护与电网安全运行的相互作用和影响,提出了核电机组涉网保护与电网安全自动装置的协调控制原则。在全过程动态仿真程序已有的压水堆核电机组模型基础上,研究了电网电压、频率扰动引起的核电机组和电网的动态特性,着重分析了超速保护、过励限制和保护、频率异常保护、主泵保护等涉网保护和电网高频切机、低频减载等安全自动装置的动作特性、相互影响及其协调关系。结合实际电网算例,验证了相应的协调配合原则,为核电厂及其所接入电网参数整定、定值优化及协调控制等提供了参考。 展开更多
关键词 压水堆 核电机组 涉网保护 源网协调 安全自动装置 全过程动态仿真
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中国核电发展的安全性研究 被引量：12
7
作者 周涛 李精精 侯周森 《华北电力大学学报（社会科学版）》 2011年第2期1-6,共6页
安全是中国核电发展的第一原则。核电标准建设是核电安全发展的前提;先进的核电技术是核电安全性的基础;核安全文化是核电站安全运行的重要保障。对比中国压水堆和日本福岛沸水堆,本文阐述了中国现有的压水堆及正在发展的第三代AP1000... 安全是中国核电发展的第一原则。核电标准建设是核电安全发展的前提;先进的核电技术是核电安全性的基础;核安全文化是核电站安全运行的重要保障。对比中国压水堆和日本福岛沸水堆,本文阐述了中国现有的压水堆及正在发展的第三代AP1000的典型安全特征。通过吸取福岛核电站事故教训,不断改进中国核电发展中的一些问题,严格有效地执行完善的核电技术标准,积极发展先进的核电安全技术,中国核电就会得到安全快速发展。 展开更多
关键词 压水堆 沸水堆 标准 技术 文化 安全性
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压水堆核电厂结构材料腐蚀防护设计与老化管理 被引量：10
8
作者 徐雪莲 龚嶷 +3 位作者 刘晓强 鲍一晨 石秀强 孟凡江 《腐蚀与防护》 CAS 北大核心 2016年第7期534-543,共10页
概述了压水堆核电厂典型的结构材料种类与腐蚀类型,并以此为基础介绍了常见的腐蚀防护设计手段及腐蚀老化管理的理念和方法,对明确压水堆核电厂设备/部件、材料、环境、腐蚀、防护、老化管理间的相互关系具有参考价值,为确保机组的安全... 概述了压水堆核电厂典型的结构材料种类与腐蚀类型,并以此为基础介绍了常见的腐蚀防护设计手段及腐蚀老化管理的理念和方法,对明确压水堆核电厂设备/部件、材料、环境、腐蚀、防护、老化管理间的相互关系具有参考价值,为确保机组的安全与经济运行提供重要保障。 展开更多
关键词 压水堆 结构材料 腐蚀与防护 水化学控制 防护涂层设计 老化管理
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压水堆核电厂蒸汽发生器老化机理及其影响因素 被引量：7
9
作者 龚嶷 徐雪莲 《腐蚀与防护》 CAS 北大核心 2014年第2期163-168,174,共7页
蒸汽发生器是核电厂重要的核安全设备,其管束是最易发生失效的部位。基于国外核电厂实际运行经验与试验研究结果,概述了蒸汽发生器主要老化机理及其影响因素,明确了老化机理、老化缺陷、老化起因间的相互关系。该成可果为我国制定相应... 蒸汽发生器是核电厂重要的核安全设备,其管束是最易发生失效的部位。基于国外核电厂实际运行经验与试验研究结果,概述了蒸汽发生器主要老化机理及其影响因素,明确了老化机理、老化缺陷、老化起因间的相互关系。该成可果为我国制定相应的压水堆核电厂蒸汽发生器老化管理大纲、实施定期安全审查,进而开展系统的寿命管理起参考作用。 展开更多
关键词 压水堆(pwr) 蒸汽发生器 自然循环式 老化机理 传热管
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压水堆核电站给水泵转速控制系统仿真机的研发 被引量：7
10
作者 姚水永 张彦 +2 位作者 王潜博 钱明辉 梁军 《机电工程》 CAS 2015年第2期251-255,共5页
针对核电站仪控调试的成本高和控制参数调试验证工作的不便问题,开发了集成的核电站给水泵控制系统仿真机。介绍了压水堆核电站给水泵转速仿真机的结构、设计方案、主要技术实现和现场应用。利用Lab VIEW程序开发了热工水力模型,采用西... 针对核电站仪控调试的成本高和控制参数调试验证工作的不便问题,开发了集成的核电站给水泵控制系统仿真机。介绍了压水堆核电站给水泵转速仿真机的结构、设计方案、主要技术实现和现场应用。利用Lab VIEW程序开发了热工水力模型,采用西门子的PLC实现了仿真机与核电厂DCS、仿真机与给水泵控制箱的连接,利用Win CC-flexible工业组态软件编辑了友好的人机界面,设置了实时数据库存储运行数据,借助OPC通讯协议完成了系统内部的实时通讯,由多个技术部件一起构成了压水堆核电站转速控制仿真平台。进行了启停泵试验、阶跃升转速和手动操作试验。测试结果表明,该平台能够较好地模拟系统瞬态工况和稳态工况,可用于相关技术培训和核电站仪表控制系统的参数优化。 展开更多
关键词 压水堆核电站 仿真机 给水泵 转速控制 LABVIEW OPC
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压水堆燃料元件腐蚀产物沉积行为试验研究进展
11
作者 吴宗佩 姜峨 +4 位作者 唐月明 熊静 邓平 赵永福 张萍萍 《腐蚀与防护》 CAS CSCD 北大核心 2024年第3期61-68,共8页
压水堆(PWR)燃料元件表面腐蚀产物沉积(CRUD)对系统稳定可靠运行产生诸多不利影响,因此研究压水堆燃料元件腐蚀产物沉积的关键影响因素,并针对性地开发CRUD缓解技术,对压水堆的安全和高质量发展至关重要。归纳了压水堆燃料元件表面CRUD... 压水堆(PWR)燃料元件表面腐蚀产物沉积(CRUD)对系统稳定可靠运行产生诸多不利影响,因此研究压水堆燃料元件腐蚀产物沉积的关键影响因素,并针对性地开发CRUD缓解技术,对压水堆的安全和高质量发展至关重要。归纳了压水堆燃料元件表面CRUD试验研究的重要结果,总结了包壳表面CRUD对系统运行的危害,回顾了CRUD的分析表征结果,介绍了不同研究机构建立的堆外动水回路试验方法,重点分析了材料性质、热工水力特性、冷却剂化学条件及腐蚀产物特性对燃料元件表面CRUD的影响规律,调研了CRUD缓解技术及相关应用,并对后续试验研究方向提出了建议。 展开更多
关键词 腐蚀产物沉积(CRUD) 试验研究 燃料元件 压水堆(pwr)
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压水堆燃料元件表面腐蚀产物沉积过程模型开发 被引量：6
12
作者 矫彩山 韩旭 +4 位作者 侯洪国 谢杨 翟佳旺 谢海燕 李学松 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第6期915-920,共6页
为建立压水堆燃料元件表面腐蚀产物沉积定量预测方法,对燃料元件性能分析提供评价标准。本文以压水堆燃料元件为研究对象,针对传质和沸腾过程对腐蚀产物沉积的影响建立了模型。在对典型1000 MW压水堆一回路进行节点划分的同时,全面考虑... 为建立压水堆燃料元件表面腐蚀产物沉积定量预测方法,对燃料元件性能分析提供评价标准。本文以压水堆燃料元件为研究对象,针对传质和沸腾过程对腐蚀产物沉积的影响建立了模型。在对典型1000 MW压水堆一回路进行节点划分的同时,全面考虑了腐蚀产物在不同形态之间的转化。通过Matlab对模型所建立的方程组进行求解,得到腐蚀产物沉积总量、沉积分布和沉积组成。研究结果表明:预测结果与Callaway核电站中实际的观测值和美国电力研究协会(EPRI)开发模型的计算结果处在相同的数量级并且趋势一致。因此,本文建立的模型可以用于压水堆燃料元件表面腐蚀产物沉积的定量预测。 展开更多
关键词 压水堆 燃料元件 腐蚀产物沉积层 沉积模型 过冷沸腾 一回路 结构材料 沉积分布
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船用核动力装置双恒定运行方案控制策略研究 被引量：5
13
作者 彭敏俊 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第6期717-721,831,共6页
船用压水堆核动力装置采用双恒定运行方案,在稳态功率变化时必须保持冷却剂平均温度和蒸汽压力都恒定,因而控制策略较为复杂.文章以假想船用核动力装置为例,探讨了双恒定运行方案的基本控制策略,并采用RE-TRAN-02程序分别对主机快速升... 船用压水堆核动力装置采用双恒定运行方案,在稳态功率变化时必须保持冷却剂平均温度和蒸汽压力都恒定,因而控制策略较为复杂.文章以假想船用核动力装置为例,探讨了双恒定运行方案的基本控制策略,并采用RE-TRAN-02程序分别对主机快速升负荷、主机甩负荷和主机全速正倒车等工况下核蒸汽供应系统的热工水力瞬态过程进行分析.计算结果表明,装置负荷在20%～100%额定满功率范围内变化时,控制策略能够维持冷却剂平均温度和蒸汽压力的恒定,并满足反应堆热工安全性的要求. 展开更多
关键词 船用核动力装置 运行方案 控制策略
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压水堆控制棒驱动机构失效模式和影响分析 被引量：5
14
作者 杨平汉 《上海电气技术》 2014年第2期52-57,62,共7页
通过潜在失效模式和影响分析(FMEA)工具对压水堆控制棒驱动机构(CRDM)零部件潜在的各种故障模式及其对CRDM的影响进行了分析。确定了设计特性及潜在的硬件失效模式。找出了CRDM的薄弱环节,并提出了相应的预防和改进措施。
关键词 压水堆 控制棒驱动机构(CRDM) 失效模式和影响分析(FMEA) 故障处理 风险等级
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压水堆燃料棒包壳表面氧化腐蚀产物沉积生长预测模型 被引量：1
15
作者 陈佳杰 刘晓晶 +2 位作者 杜思佳 王嘉庚 何辉 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第5期210-215,共6页
为建立压水堆燃料棒包壳表面氧化腐蚀产物沉积层(CRUD)厚度的预测方法,本文以典型压水堆一回路为研究对象,针对压水堆内水化学和物理条件对CRUD沉积的影响,建立了CRUD沉积生长模型。模型预测结果与Sizewell B核电厂实际运行数据相比具... 为建立压水堆燃料棒包壳表面氧化腐蚀产物沉积层(CRUD)厚度的预测方法,本文以典型压水堆一回路为研究对象,针对压水堆内水化学和物理条件对CRUD沉积的影响,建立了CRUD沉积生长模型。模型预测结果与Sizewell B核电厂实际运行数据相比具有相同的生长量级和趋势,可用于压水堆燃料棒包壳CRUD沉积行为的定量预测。在此基础上,本文研究了热流密度、H_(2)浓度以及Li^(+)浓度对腐蚀产物生长的影响,结果表明:燃料元件表面非沸腾段CRUD厚度受热流密度变化的影响较小,而沸腾段CRUD厚度随热流密度上升而增加;CRUD厚度随着系统H_(2)浓度的提高而增加;提高系统内Li浓度有助于抑制氧化腐蚀产物的沉积。 展开更多
关键词 压水堆 燃料棒包壳 氧化腐蚀产物沉积层(CRUD) 沉积生长模型
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690合金和800合金在含锌PWR一回路水中的均匀腐蚀行为研究 被引量：5
16
作者 段振刚 杜东海 +3 位作者 王力 张乐福 徐雪莲 石秀强 《腐蚀科学与防护技术》 CAS CSCD 北大核心 2014年第3期218-222,共5页
通过模拟压水堆一回路水环境,对690和800两种合金进行了在含Zn 10μg/kg、320℃高温溶液中浸泡1000 h的腐蚀实验,并对实验后的试样氧化膜进行SEM和XPS分析。结果表明,690镍基合金的腐蚀增重率低于800合金,其氧化膜较800合金薄;两种试样... 通过模拟压水堆一回路水环境,对690和800两种合金进行了在含Zn 10μg/kg、320℃高温溶液中浸泡1000 h的腐蚀实验,并对实验后的试样氧化膜进行SEM和XPS分析。结果表明,690镍基合金的腐蚀增重率低于800合金,其氧化膜较800合金薄;两种试样均形成了外富Fe、Zn,内富Cr的氧化膜;随着距离氧化膜表面距离的增加,氧化膜中化合物的主要成分由(Zn,Fe,Ni)(Fe,Cr)2O4依次向ZnCr2O4和Cr2O3过渡。 展开更多
关键词 压水堆 690合金 800合金 含锌溶液 XPS分析
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压水堆燃料组件附加质量仿真研究
17
作者 郭严 张国梁 +1 位作者 刘欢 李伟才 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第2期129-135,共7页
为了准确探究反应堆冷却剂与燃料组件间存在流固耦合行为对燃料组件振动特性的影响,本文采用计算流体动力学(CFD)软件Fluent平台,运用其中的动态网格技术,以压水堆燃料组件为研究对象,通过建立燃料组件模拟棒束、堆芯围板以及冷却剂模型... 为了准确探究反应堆冷却剂与燃料组件间存在流固耦合行为对燃料组件振动特性的影响,本文采用计算流体动力学(CFD)软件Fluent平台,运用其中的动态网格技术,以压水堆燃料组件为研究对象,通过建立燃料组件模拟棒束、堆芯围板以及冷却剂模型,实现燃料组件与堆芯围板分别单独运动工况的燃料组件附加质量计算。结果显示:燃料组件运动工况下,燃料组件附加质量系数均值为2.4712;围板运动工况下,燃料组件附加质量系数均值为–3.4713,均与文献值偏差小于5%。叠加附加质量后,燃料组件振动频率计算值与水中振动试验测试结果偏差小于5%,验证了分析方法的合理性。本研究建立的仿真计算方法能够用于压水堆燃料组件附加质量计算。 展开更多
关键词 压水堆(pwr) 燃料组件 附加质量 流固耦合
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压水堆燃料组件抗震试验研究
18
作者 郭严 张国梁 +3 位作者 张艳红 李伟才 胡晓 古成龙 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第2期109-115,共7页
燃料组件属I类抗震物项,其抗震问题直接关系核电厂运行安全,通常需通过抗震试验验证反应堆燃料组件抗震分析方法的合理性。本文模拟反应堆实际堆芯燃料组件安装方式,设计压水堆燃料组件抗震试验件与试验装置,针对不同组件数量布置方案,... 燃料组件属I类抗震物项,其抗震问题直接关系核电厂运行安全,通常需通过抗震试验验证反应堆燃料组件抗震分析方法的合理性。本文模拟反应堆实际堆芯燃料组件安装方式,设计压水堆燃料组件抗震试验件与试验装置,针对不同组件数量布置方案,在高性能地震模拟振动台上开展试验研究。结果表明,水介质中燃料组件的第一阶频率为2.96 Hz,最大冲击力出现在燃料组件偏中间位置处,试验获取了地震作用下燃料组件的格架冲击力、格架相对位移、模拟堆芯板与围板的加速度等响应。试验结果可用于设计基准事故工况中燃料组件抗震分析模型的建立与分析软件的验证。 展开更多
关键词 压水堆(pwr) 燃料组件 抗震试验 格架冲击力
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反应堆压力容器整体顶盖锻件制造质量控制研究 被引量：4
19
作者 刘璐 吴洪 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2011年第19期120-123,125,共5页
以目前国内二代改进型压水堆核电站反应堆压力容器整体顶盖锻件的制造工艺为基础,重点描述了炼钢和铸锭、锻造和成型、热处理三大关键工艺,并介绍了国外成熟的RPV整体顶盖锻件成型工艺。针对各种不同的生产工艺,提出了相应的质量控制要求。
关键词 压水堆 反应堆压力容器 整体顶盖 锻件质量控制
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压水堆一回路水中锌含量对镍基690合金氧化膜的影响 被引量：4
20
作者 段振刚 潘向烽 +3 位作者 张乐福 王力 徐雪莲 石秀强 《腐蚀与防护》 CAS 北大核心 2014年第4期348-351,共4页
在模拟压水堆一回路水环境中,对镍基690合金进行了在加锌量分别为10,60,120μg/L的三组320℃高温溶液中600h的腐蚀试验,并对腐蚀后的试样表面进行了X射线光电子能谱(XPS)分析。结果表明,随着锌浓度的增加,试样的腐蚀增重速率降低,氧化... 在模拟压水堆一回路水环境中,对镍基690合金进行了在加锌量分别为10,60,120μg/L的三组320℃高温溶液中600h的腐蚀试验,并对腐蚀后的试样表面进行了X射线光电子能谱(XPS)分析。结果表明,随着锌浓度的增加,试样的腐蚀增重速率降低,氧化膜厚度减薄,降低腐蚀速率的有效加锌量范围为10~60μg/L;试样表面形成主要成分为ZnCr2O4和Cr2O3的氧化膜。 展开更多
关键词 压水堆 690合金 Zn浓度 氧化膜 XPS分析
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