乔培鹏
- 作品数：14 被引量：74H指数：6
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- 相关领域：核科学技术金属学及工艺电气工程更多>>
- 铁素体-马氏体钢P92在超临界水中的腐蚀性能被引量：11
- 2010年
- 研究了P92钢在550和600℃超临界水中的腐蚀特性,采用扫描电镜、X射线能谱仪和X射线衍射仪分析了氧化膜的表面形貌、组织结构和元素分布。结果表明:P92钢在超临界水中的氧化动力学大致服从立方生长规律,600℃下P92钢的腐蚀增重和氧化膜厚度均为550℃时的3倍。P92钢在超临界水中形成的氧化膜为双层结构,氧化膜外层富Fe,而内层富Cr。600℃时P92钢氧化膜发生了开裂和剥落,其原因主要在于降温过程中基体与氧化物间的热膨胀系数不相匹配而产生的较大热应力。
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- 关键词：超临界水氧化膜
- 核电站工程建设阶段防腐蚀管理体系被引量：1
- 2013年
- 核电站工程建设阶段防腐蚀管理体系首次在工程建设阶段采用分级管理的方式对全厂设备和构筑物进行系统、全面的预防性防腐蚀维修管理。本体系以防腐蚀设计为源头,对设计、制造、建造、安装、调试等各阶段的腐蚀缺陷及隐患进行管理,保障了设备和构筑物的使用状态,防止出现重大的腐蚀失效。
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- 关键词：核电站构筑物
- 304NG在超临界水中的腐蚀增重随温度的异常关系被引量：7
- 2010年
- 研究了奥氏体不锈钢304NG在550、600和650℃超临界水环境下的腐蚀行为。采用扫描显微镜、X射线能谱仪、X射线衍射仪分析了氧化膜的腐蚀形貌、组织结构和成分分布。实验结果表明,试样在3种不同温度下经1000h腐蚀实验后的增重均符合幂函数规律,但650℃时的腐蚀增重与600℃时的相比大幅下降,其主要原因为在较高温时,Cr的扩散速度快,试样表面氧化膜能够维持保护性从而使疖状腐蚀分布数量减少所致。
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- 关键词：超临界水氧化膜
- 压水堆条件下锌对奥氏体不锈钢腐蚀性能的影响被引量：10
- 2010年
- 模拟压水堆一回路冷却剂环境,对316和304奥氏体不锈钢在不加锌和加锌浓度为50ppb的315℃溶液中进行了两组500h腐蚀实验。结果表明,锌能有效地降低两种材料的均匀腐蚀速率,加锌后表面氧化膜厚度变薄,氧化膜形貌和成分也有明显改变,304不锈钢表面有大量针状腐蚀产物出现。
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- 关键词：压水堆氧化膜
- 形变及热处理对国产690合金晶间腐蚀性能影响被引量：5
- 2010年
- 采用电化学动电位再活化(EPR)法以及ASTM G28-A失重法研究了形变量及热处理工艺对核电厂蒸汽发生器传热管用国产镍基690合金晶间腐蚀性能影响。试样经过3%～10%的形变后,在1080℃、1100℃、1120℃温度加热10 min和15 min固溶处理,最后经715℃,10 h时效热处理。不同条件处理的试样室温下在0.5 mol/LH2SO4+0.01 mol/L KSCN溶液中进行了EPR扫描;经2%溴+98%甲醇溶液浸蚀后对690合金进行晶界形貌观察。结果表明,时效处理能显著改变晶间碳化物形态,改善690合金耐腐蚀性能;形变3%、1120℃保持10 min固溶处理的试样,形变5%、1100℃保持10 min固溶处理的试样以及形变5%、1120℃保持15 min固溶处理的试样在所测试的条件下再活化率和腐蚀速率较低。
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- 关键词：690合金时效热处理晶间腐蚀
- 奥氏体304NG不锈钢在550℃/25MPa超临界水中的腐蚀行为被引量：16
- 2009年
- 研究了304NG不锈钢在550℃/25 MPa超临界水中的腐蚀特性。采用扫描电镜、X射线能谱仪和X射线衍射分析了氧化膜的腐蚀形貌、组织结构和元素成分分布。实验结果表明,在550℃/25 MPa的超临界水中腐蚀1 000 h后,304NG不锈钢显示出优越的耐腐蚀性能,其均匀腐蚀增重速率仅为0.012 99 mg.dm-2.h-1。304NG不锈钢在超临界水中形成均匀致密、但带有疖状腐蚀的双层氧化膜,厚度约为2.0μm,内层氧化膜致密而富Cr和Ni,外层氧化膜疏松而富Fe。
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- 关键词：超临界水氧化膜
- 奥氏体不锈钢AL-6XN在超临界水中的腐蚀被引量：6
- 2010年
- 研究了奥氏体不锈钢AL-6XN在550℃,600℃和650℃超临界水中的腐蚀行为。采用扫描电镜、X射线能谱仪和X射线衍射仪观察氧化膜的腐蚀形貌、组织结构及元素成分分布。结果表明,AL-6XN不锈钢在超临界水中氧化膜的生长服从固态生长机制,600℃时的腐蚀增重量约为550℃时的3倍,而650℃时其腐蚀增重出现了大幅下降。试样表层形成了富Fe的磁晶石结构腐蚀产物颗粒,其氧化膜呈现双层结构,外层为Fe3O4结构,内层为FeCr2O4和（Ni,Fe）Fe2O4混合尖晶石结构。
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- 关键词：奥氏体不锈钢超临界水氧化膜
- 核电站工程阶段大型储罐地脚螺栓的防腐研究
- 通过分析国内外核电站众多地脚螺栓失效案例发现，多数为工程阶段设计选材失误、安装或防腐施工不当所致。结合电站工程阶段地脚螺栓的现场情况，分析了可能出现的腐蚀问题，并提出了相应的预防措施。
- 苗顺超乔培鹏申罡
- 关键词：地脚螺栓核电站预防措施
- PWR一回路水质中800合金的腐蚀研究被引量：5
- 2010年
- 用320℃含600 mg/kg硼和2 mg/kg锂的高氧含量水溶液模拟PWR一回路水质,研究了800合金在一回路水中的腐蚀特性。结果表明,800合金试样在被侵蚀1500 h之后,表面生成一层很薄的氧化膜,去除氧化膜后,计算出其均匀腐蚀速率为4.03×10?4 mm/a,基体中TiN缺陷处容易引起点蚀,管状试样内环出现明显的晶间腐蚀现象。
- 乔培鹏张乐福刘瑞芹朱发文
- 关键词：晶间腐蚀点蚀蒸汽发生器传热管
- 超临界水堆候选材料的腐蚀特性研究被引量：13
- 2009年
- 对铁素体/马氏体(F/M)耐热钢P92、奥氏体不锈钢316L和镍基合金690在600℃、23MPa超临界水中的腐蚀行为进行了研究。在600℃、23MPa的超临界水中腐蚀625h后,690合金、316L不锈钢和P92耐热钢的腐蚀增重速率分别为0.00102、0.0606、0.10127g/(m2·h)。用扫描电子显微镜(SEM)进行观察后发现,超临界环境下F/M耐热钢P92的氧化膜为3层结构,奥氏体不锈钢316L的氧化膜为单层结构,镍基合金690表面生成了一层极薄且有点蚀的氧化膜。
- 朱发文张乐福乔培鹏刘瑞芹鲍一晨陈宇清
- 关键词：不锈钢镍基合金超临界水氧化膜
