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作 者:杨旸 杨雨 陈云明[1] 曹骐[1] 熊伟[1] 鲁芸芸[1] 伍晓勇[1] Yang Yang;Yang Yu;Chen Yunmin;Cao Qi;Xiong Wei;Lu Yunyun;Wu Xiaoyong(Nuclear Power Institute of China,Chengdu,610213,China)
出 处:《核动力工程》2022年第1期110-115,共6页Nuclear Power Engineering
摘 要:本文从热力学角度出发,利用能斯特方程进行计算,研究了423、573 K温度条件下Fe-H_(2)O体系、Cr-H_(2)O体系及Zr-H_(2)O体系的电位-pH图(E-pH图),从理论上说明了铁、铬、锆3种反应堆结构材料的主要组成元素在高温高压水中,受电位、pH影响的腐蚀行为倾向,为后续在堆内水化学环境中进行材料电化学腐蚀试验研究以预防材料的腐蚀、延长材料的使用寿命提供了数据参考。From the perspective of thermodynamics,this paper uses the Nernst equation to calculate the potential-pH diagrams(E-pH diagrams)of the Fe-H_(2)O system,Cr-H_(2)O system and Zr-H_(2)O system at temperatures of 423 K and 573 K.This paper theoretically explain the corrosion behavior tendency of the main constituent elements of reactor structural materials of iron,chromium and zirconium in high temperature and high pressure water,which are affected by potential and pH.This provides data reference for the materials electrochemical corrosion tests in the water chemical environment in reactor,preventing the corrosion of the material,and extending the service life of the material.
关 键 词:热力学计算 铁-水体系 铬-水体系 锆-水体系 高温 电位-PH图
分 类 号:TL34[核科学技术—核技术及应用]
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