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奥氏体不锈钢无缝钢管晶间腐蚀试验要求探讨
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《中国材料进展》2017年 第11期36卷 868-872页
作者:李茂林 浦承皓 王卫东 杨雪环境保护部核与辐射安全中心北京100082 深圳中广核工程设计有限公司广东深圳518172 
针对奥氏体不锈钢无缝钢管通过硫酸-硫酸铜法进行晶间腐蚀试验时,ASTM A262、NB/T20004和GB/T4334三个标准中对实验要求的差异进行探讨,主要从试样制备、敏化热处理制度、腐蚀试验和评定试验4个方面进行了分析对比,结果显示这三个标准...
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690合金晶间腐蚀化学浸泡试验方法的适用性
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腐蚀与防护》2016年 第3期37卷 236-240页
作者:刘晓强 孟凡江 徐雪莲 汪家梅 杨晨 张乐福上海核工程研究设计院上海200233 上海交通大学核能科学与工程学院上海200240 
通过化学浸泡试验、动电位极化曲线并结合扫描电镜(SEM)对晶间腐蚀形貌的观察,研究探讨了ASTM A262B法、C法以及硝酸-氢氟酸法三种化学浸泡试验方法对不同热处理态的690合金管的晶间腐蚀敏感性检测的适用性。结果表明:三种化学浸泡方法...
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镍基合金625换热管抗晶间腐蚀试验研究
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《热加工工艺》2014年 第22期43卷 128-131页
作者:张岚 王朝平 张莹莹 高磊辽宁石油化工大学机械工程学院辽宁抚顺113001 中国石油化工股份有限公司上海高桥分公司上海200137 
研究了镍基合金625材质的扭曲型换热管与圆型换热管的抗晶间腐蚀能力。依据GB/T 15260-1994《镍基合金晶间腐蚀试验方法》中硫酸铁-硫酸的失重法计算其腐蚀速率,利用扫描电镜对微观腐蚀形貌进行观察、对比及分析。结果表明,扭曲型换热...
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热处理温度对G3合金晶间腐蚀行为的影响
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《材料热处理学报》2012年 第S2期33卷 22-26页
作者:李大朋 路民旭 张雷 陈丽娟北京科技大学新材料技术研究院北京100083 中国石油集团工程设计有限责任公司北京分公司北京100085 
研究了不同退火温度对G3合金晶间腐蚀行为的影响,结果表明:G3合金经500℃退火后仅在晶粒内部生成极少量的γ'析出相,同时热处理部分或全部消除了试样的残余应力,使得500℃退火试样失重比固溶态试样还要少。700℃退火后晶内和晶界均...
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不锈钢晶间腐蚀检测仪的研制
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《计算机与应用化学》2001年 第5期18卷 433-436,447页
作者:陈范才 高中平 胡石林湖南大学化学化工学院湖南长沙410082 中国原子能科学研究院北京102413 
根据EPR法设计研制了不锈钢晶间腐蚀检测仪。硬件共分为CPU模块、ADDA模块、键盘 -显示模块以及恒电位电路四大模块 ,各模块通过系统总线交换信息。检测仪的软件采用C5 1语言和汇编语言混合编写。所研制的检测仪性能稳定、操作简便 ,适...
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3种表面处理对2E12-T3铝合金晶间腐蚀和剥离腐蚀行为的影响
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《材料保护》2012年 第6期45卷 22-24,31页
作者:余洪斌 刘道新 吴剑 叶作彦 胡慧玲 张小明 雷明霞西北工业大学腐蚀与防护研究所陕西西安710072 中航工业第一飞机设计研究院陕西西安710089 
为了有效控制2E12新型铝合金的晶间腐蚀和剥离腐蚀破坏,对2E12-T3铝合金表面分别进行了包铝、阳极氧化和微弧氧化处理,利用浸泡腐蚀试验、金相显微镜、扫描电镜(SEM)和X射线衍射仪(XRD)等研究了表面处理对2E12-T3铝合金晶间腐蚀和剥离...
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核级奥氏体不锈钢无缝钢管晶间腐蚀研究
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《热加工工艺》2014年 第8期43卷 75-77页
作者:李茂林 成欢 武贵斌 严峰鹤环境保护部核与辐射安全中心北京100082 中广核工程有限公司广东深圳518124 
在核级奥氏体不锈钢无缝钢管晶间腐蚀试验的基础上,结合该不锈钢无缝钢管的生产制造工艺和敏化热处理过程,分析得出该无缝钢管在敏化热处理后的微观组织为γ奥氏体+δ铁素体+M23C6碳化物,M23C6碳化物大量析出而造成的晶界贫Cr是晶间腐...
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喷丸强化与应力因素对2E12铝合金晶间腐蚀行为的影响
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《机械科学与技术》2012年 第12期31卷 1938-1943页
作者:吴剑 刘道新 余洪斌 叶作彦 张小明 李重阳 雷明霞西北工业大学腐蚀与防护研究室西安710072 中航工业第一飞机设计研究院西安710089 
为有效控制2E12铝合金的晶间腐蚀失效行为,采用浸泡腐蚀试验、金相分析技术、扫描电镜分析技术和X射线衍射分析技术等研究了喷丸强化和应力因素对2E12-T3铝合金晶间腐蚀行为的影响规律,并探讨了作用机理。研究结果表明:2E12-T3铝合金具...
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反应堆压力容器制造中Inconel 690合金晶间腐蚀检验的技术分析
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《核标准计量与质量》2013年 第3期 13-16页
作者:马姝丽 邱天 李长香中国核动力研究设计院四川成都610041 
Inconel 690合金具有优良的耐腐蚀性能和良好的高温机械性能,因而被广泛应用于压水堆核电厂核岛设备的制造。作为反应堆结构材料,抗晶间腐蚀是应具备的重要性能,工程设计文件中通常要求对690合金进行晶间腐蚀检验,然而在标准中却没有该...
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Incoloy825镍基合金焊接接头晶间腐蚀问题
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《电焊机》2018年 第11期48卷 103-106页
作者:李久振 王恒中核集团中国核电工程有限公司北京100840 
针对国内某核化工Incoloy825镍基合金设备采用常规焊接工艺达不到设计要求的晶间腐蚀速率指标问题,就焊接工艺和焊接材料提出了一系列的改进优化措施,例如焊缝最后一道焊道采用钨极氩弧焊、焊缝背面采用强制水冷方式,焊材由E(R)NiCrMo-...
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