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核级316L不锈钢在硼酸溶液中的腐蚀行为

时间:2022-06-03 21:15来源:毕业论文
利用增重法、扫描电子显微镜(SEM)、X射线衍射(XRD)等方法,对核级316L不锈钢在高温水环境下的腐蚀动力学曲线、腐蚀产物的表面和截面进行形貌以及成分分析

摘要利用增重法、扫描电子显微镜(SEM)、X 射线衍射(XRD)等方法,对核级 316L 不锈钢在高温水环境下的腐蚀动力学曲线、腐蚀产物的表面和截面进行形貌以 及成分分析,并利用 XRD 对腐蚀产物膜的物相进行了分析。测量了 316L 不锈钢在 不同 B-Li 浓度中的极化曲线。研究结果表明:316L 不锈钢在 1000 mg/L B+2。2 mg/L Li 和 2000 mg/L B+3。5 mg/L Li 高温高压溶液中形成的氧化膜主要是磁铁矿,氧化物 外表面都有颗粒氧化物覆盖,但是在较高 pH350 的 1000 mg/L B+2。2 mg/L Li 溶液中 生成的氧化膜外表面的颗粒氧化物更多,内层氧化膜更厚、更均匀。316L 不锈钢在 高温高压水中的腐蚀动力学曲线遵守抛物线规律,氧化膜的生长机理与反应/扩散机 理相吻合。氧化膜呈双层结构,外层为 Fe3O4,内层为 FeCr2O4。316L 不锈钢在两 种不同的 B-Li 溶液中呈现自钝化现象,在 1000 mg/L B+2。2 mg/L Li 溶液中,腐蚀 电位较高,钝化电位区间较宽,而在 2000 mg/L B+3。5 mg/L 溶液中,腐蚀电位较低, 钝化区间变窄。对钝化膜的 Mott-Schottky 曲线分析、EIS 和 i-t 曲线的结果均表明 钝化膜在 1000 mg/L B+2。2 mg/L Li 溶液中更稳定。81237

毕业论文关键词:核级 316L 不锈钢,腐蚀,氧化膜,压水堆核电站

Abstract The results showed that the products formed on 316L stainless in high temperature high pressure water is composed of oxide film and dispersed oxide particles。 The number of oxide partiled formed in 2000 mg/L B+3。5mg/L Li is great that in 2000 mg/L B+3。5 mg/L solution。 The oxidation kinetics of 316L stainless steel exposed in high temperature high pressure water follow the cubic law。 The growth mechanism of oxide film corresponds to the reaction / diffusion mechanism。 The oxide film formed on 316L stainless steel with dual-layered structure which was mainly composed of an outer Fe3O4 and an inner Cr rich FeCr2O4 layer。 In two different kinds of B-Li  solution,  316L stainless steel exhibits spontaneity passivaton behavior。 In 1000 mg/L B+2。2 mg/L Li solution, the corrosion potential is higher than that in 2000 mg/L B+3。5 mg/L Li solution。 The passivation potential range of 316L stainless steel in 1000 mg/L B+2。2 mg/L Li solution is wider than that in 2000 mg/L B+3。5 mg/L Li solution。 Mott - Schottky curve analysis of the passive film, EIS and i-t curve results showed that passivation membrane in 1000 mg/L B + 2。2 mg/L Li in the solution is more stable。

Keywords; 316L stainless steel, corrosion, oxide film, PWR nuclear power plant

目 录

第一章 绪论 1

1。1  前言 1

1。2  不锈钢简介 1

1。2。1  不锈钢的诞生与发展 1

1。2。2 316L 不锈钢 1

1。3  核电站对不锈钢材料的要求 2

1。4  压水堆核电站的结构组成 4

1。5  金属的腐蚀 5

1。5。1  金属腐蚀的概述 5

1。5。2  不锈钢的耐蚀性能 10

1。5。3 316L 不锈钢腐蚀性能 11

1。6  研究目的及研究意义 12

1。6。1  选题背景 12

1。6。2  研究内容 13

第二章 实验内容 14

2。1  实验材料与方法 核级316L不锈钢在硼酸溶液中的腐蚀行为:http://www.youerw.com/cailiao/lunwen_94805.html

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