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摘要
为遴选可用于超临界二氧化碳核反应堆的结构材料，通过实验研究了应用于传统核反应堆中的两种合金(600合金和304不锈钢)在650℃、20 MPa的超临界二氧化碳环境中的均匀腐蚀行为，运用增重法评价了材料的腐蚀动力学规律，采用扫描电镜、能谱仪和X射线衍射仪分析了氧化膜形貌、结构和化学成分。结果表明，两种材料的腐蚀增重均服从抛物线生长规律，其中600合金的耐腐蚀性能优于304不锈钢；腐蚀500 h后，600合金表面氧化物厚度约为5μm，主要成分为NiCr2O4，结构致密，具有保护性，其氧化膜及基体中均未发现明显渗碳行为；腐蚀500 h后，304不锈钢表面氧化膜可达约45μm，为双层结构，外层为Fe3O4，内层为NiFeCrO4，结构疏松，发生显著渗碳现象。本研究揭示了上述材料在超临界二氧化碳中的腐蚀机理，为超临界二氧化碳核反应堆结构材料的选择提供了数据支持。
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单位上海交通大学; 中国核动力研究设计院
