徐雪莲
- 作品数：38 被引量：99H指数：5
- 供职机构：上海核工程研究设计院更多>>
- 发文基金：大型先进压水堆核电站重大专项国家自然科学基金国家科技重大专项更多>>
- 相关领域：金属学及工艺核科学技术电气工程化学工程更多>>
- 奥氏体不锈钢在含锌PWR一回路水中的均匀腐蚀行为被引量：3
- 2014年
- 通过模拟压水堆一回路水环境,对304和316L两种不锈钢进行了在含锌10μg/kg,320℃高温溶液中浸泡1 000h的腐蚀试验,并对试验后的试样氧化膜进行SEM和XPS分析。结果表明,304不锈钢的腐蚀增重率高于316L,且其氧化膜较316L疏松;两种试样均形成了富铁、锌内富铬的氧化膜;外层氧化膜以(Zn,Fe,Ni)(Fe,Cr)2O4为主,内层以ZnCr2O4为主,氧化膜与基体过渡层以Cr2O3为主。
- 段振刚沈朝张乐福王力徐雪莲石秀强
- 关键词：压水堆XPS分析
- 超级奥氏体不锈钢HR3C在SCW中的腐蚀行为被引量：2
- 2014年
- 采用慢应变速率试验研究了超级奥氏体不锈钢HR3C在550℃/25 MPa、600℃/25 MPa和650℃/25MPa超临界水(SCW)中的应力腐蚀开裂(SCC)敏感性,以及在超临界650℃/25 MPa和次临界290℃/15.2MPa水中的均匀腐蚀性能。结果表明,随着温度的升高,HR3C的力学强度逐渐下降;试验后断面SEM表明材料在三种超临界工况下均具有SCC倾向;HR3C在超临界水条件下的腐蚀增重大致符合幂函数生长规律,而在次临界条件下的腐蚀重量变化却呈现出先减后增的特征。
- 沈朝杜东海孙耀张乐福徐雪莲
- 关键词：超临界水SCC
- 基于直流电压降法的传热管疲劳裂纹扩展速率测量
- 2015年
- 介绍了基于直流电压降法测量蒸汽发生器传热管690合金轴向疲劳裂纹扩展速率的销加载拉伸方法.该方法与其他方法相比较,可以直接采用原始管状材料,在线连续测量管状试样在不同应力强度因子下的疲劳裂纹扩展.通过对标准紧凑拉伸试样的类比分析,建立传热管试样的销加载拉伸模型,并对该模型进行电学和力学有限元模拟分析,确定直流电压降数据采集方法.验证试验采用核电蒸汽发生器用690合金传热管,分别研究了室温和高温325℃空气中载荷和温度对材料疲劳裂纹扩展速率的影响,试验结果采用Paris-Erdogan公式进行拟合,吻合度较好.扫描电镜下观察端口形貌,疲劳裂纹的扩展为穿晶形式,在穿晶断口上观察到明显的疲劳辉纹和微塑性区.
- 陈凯杜东海张乐福徐雪莲石秀强孟凡江鲍一晨刘晓强
- 关键词：薄壁管裂纹扩展速率
- 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。
- 乔培鹏张乐福徐雪莲蔡志刚马明娟
- 关键词：690合金时效热处理晶间腐蚀
- 氧含量对碳钢TU48在高温水中的低周疲劳寿命和表面腐蚀产物状态的影响被引量：2
- 2005年
- 对TU48碳钢在不同溶解氧浓度的水溶液中进行了低周腐蚀疲劳,结合俄歇电子能谱(AES)和M ssbauer谱分析其表面的腐蚀产物.结果表明,随着水中溶解氧含量的增加,碳钢的腐蚀疲劳断裂时间变短,碳钢表面形成的腐蚀产物的成分也有很大的变化,Fe3O4减少,而γ-Fe2O3含量增多;在含氧量很低的条件下,腐蚀还生成α-Fe2O3和铁的氢氧化物.
- 王雷明钟义兵朱小明夏元复石秀强丁亚平徐雪莲
- 关键词：穆斯堡尔谱学俄歇电子能谱碳钢氧化膜
- 690合金和800合金在含锌PWR一回路水中的均匀腐蚀行为研究被引量：5
- 2014年
- 通过模拟压水堆一回路水环境,对690和800两种合金进行了在含Zn 10μg/kg、320℃高温溶液中浸泡1000 h的腐蚀实验,并对实验后的试样氧化膜进行SEM和XPS分析。结果表明,690镍基合金的腐蚀增重率低于800合金,其氧化膜较800合金薄;两种试样均形成了外富Fe、Zn,内富Cr的氧化膜;随着距离氧化膜表面距离的增加,氧化膜中化合物的主要成分由(Zn,Fe,Ni)(Fe,Cr)2O4依次向ZnCr2O4和Cr2O3过渡。
- 段振刚杜东海王力张乐福徐雪莲石秀强
- 关键词：压水堆690合金XPS分析
- 模拟压水堆一回路水环境中Zn对304奥氏体不锈钢氧化膜成分的影响研究被引量：2
- 2014年
- 通过模拟压水堆一回路水环境,对304奥氏体不锈钢在320℃含Zn分别为60和120μg/kg两种高温溶液中进行了600 h的腐蚀实验,对腐蚀后的试样表面进行了X射线光电子能谱分析(XPS)分析。结果表明,试样在含锌溶液中形成了主要化学成分为Zn(Cr,Fe)2O4的致密氧化膜;提高溶液中Zn的浓度,试样的腐蚀速率降低,氧化膜中Fe含量增多。
- 段振刚张乐福王力徐雪莲石秀强
- 关键词：ZN压水堆氧化膜XPS
- 反应堆冷却剂环境对690合金传热管疲劳性能影响研究
- 2015年
- 针对核电站蒸汽发生器690合金传热管,通过在室温空气、高温空气以及模拟压水堆高温高压水环境下的疲劳性能测试,研究了环境介质对690合金传热管疲劳寿命的影响,并考察了溶解氧和应变速率等的影响规律,探讨了高温高压水环境下690合金传热管的腐蚀疲劳机理。结果表明,690合金传热管具有足够的疲劳设计安全裕度,且压水堆冷却剂环境对690合金传热管的疲劳寿命影响不明显;溶解氧和应变速率对690合金传热管的腐蚀疲劳寿命的影响也不敏感。推测690合金传热管在高温高压水中的腐蚀疲劳过程主要由膜破裂滑移/溶解机制控制。
- 刘晓强徐雪莲谭季波王媛吴欣强郑宇礼孟凡江韩恩厚
- 关键词：690合金传热管
- 压水堆一回路水中锌含量对镍基690合金氧化膜的影响被引量：5
- 2014年
- 在模拟压水堆一回路水环境中,对镍基690合金进行了在加锌量分别为10,60,120μg/L的三组320℃高温溶液中600h的腐蚀试验,并对腐蚀后的试样表面进行了X射线光电子能谱(XPS)分析。结果表明,随着锌浓度的增加,试样的腐蚀增重速率降低,氧化膜厚度减薄,降低腐蚀速率的有效加锌量范围为10~60μg/L;试样表面形成主要成分为ZnCr2O4和Cr2O3的氧化膜。
- 段振刚潘向烽张乐福王力徐雪莲石秀强
- 关键词：压水堆690合金氧化膜XPS分析
- 12Cr-F/M钢在超临界水中的腐蚀行为被引量：1
- 2014年
- 采用慢应变速率试验(SSRT)研究了12Cr-F/M钢在25MPa,550℃和650℃的超临界水(SCW)中的机械性能,以及在550℃的SCW中的应力腐蚀开裂(SCC)倾向。同时通过均匀腐蚀试验研究了12Cr-F/M钢在550℃/25MPa的SCW中的腐蚀性能。SSRT结果表明,12Cr-F/M钢在550℃/25MPa时具有优良的机械性能,当温度升高到650℃时其机械强度下降明显,但延伸率基本不变。由断口SEM形貌可知,12Cr-F/M钢具有沿晶应力腐蚀开裂(IGSCC)倾向。均匀腐蚀结果表明,12Cr-F/M钢在550℃/25MPa的SCW中的腐蚀性能较差,其腐蚀增重呈现出抛物线生长规律,1 000h后其腐蚀增重达741mg/dm2。同时发现其在600h时表面氧化膜出现裂纹,1 000h时后观察到氧化膜发生剥落,而氧化膜脱落主要是因为在降温过程中基体与氧化物间不一致的热膨胀系数造成的。
- 沈朝段振刚孙耀张乐福徐雪莲
- 关键词：应力腐蚀开裂机械性能超临界水
