تحقیق درباره خوردگی و حساسیت ترک های ناشی از خوردگی تنشی
چکیده
این مطالعه به بررسی خوردگی و حساسیت ترک های ناشی از خوردگی تنشی فولاد ضد زنگ 316L در معرض آب فوق بحرانی °C 550 و °C 600 می پردازد. تجزیه و تحلیل های XRD، SEM، EDS و EBSD برای توصیف ریزساختار نمونه های آزمایش شده انجام پذیرفت. نتایج نشان می دهند که افزایش درجه حرارت آزمون منجر به کاهش خوردگی و مقاومت ترک های ناشی از خوردگی تنشی (SCC) فولاد ضد زنگ 316L می گردد. پوسته اکسید نمونه خورده شده بیانگر یک ساختار دوبلکس بوده، و تجزیه و تحلیل شکستگی نشان می دهد که تشکیل کانال های Fe3O4 در لایه اسپینل آهن – کروم (Fe-Cr) منجر به ترک های ناشی از خوردگی تنشی (SCC) بین دانه ای و درون دانه ای مواد در آب فوق بحرانی °C 550 و °C 600 می گردد.
1. مقدمه
راکتورهای نسل چهارم با توجه به ایمنی و کارآیی بالای خود جذاب هستند [1،2]. راکتور سرد آب فوق بحرانی (SCWR) یکی از امیدوار کننده ترین شش مفهوم نوآورانه راکتور نسل IV است زیرا مزایایی مانند: ساده سازی اجزا و کارآیی بالاتر را عرضه می دارد [3،4]. با کارکرد بالاتر از نقطه ترمودینامیکی بحرانی آب (°C 374، 22.1 مگاپاسکال)، از یک خنک کننده تک فاز در SCWR استفاده شده و به بسیاری از اجزاء مانند: ژنراتورهای بخار، جدا کننده های بخار، خشک کن ها، بازچرخش و پمپ های جت نیازی نیست [5، 6]. بنابراین، طراحی راکتور تا حد زیادی ساده شده است.
Abstract
This study investigated the corrosion and stress corrosion cracking susceptibility of 316L stainless steel exposed to 550 °C and 600 °C supercritical water. XRD, SEM, EDS and EBSD analyses have been carried out to characterize the microstructure of the tested specimens. Results indicate that increasing the test temperature reduced the corrosion and SCC resistance of 316L SS. The oxide scale of corroded specimen shows a duplex structure, and the fracture analysis indicates that the formation of Fe3O4 ‘channels’ in the Fe-Cr spinel layer contributes to the intergranular and transgranular SCC of the materials in 550 °C and 600 °C SCW.
1. Introduction
Generation IV reactors are attractive due to their high efficiency and safety [1,2]. The supercritical water cooled reactor (SCWR) is one of the most promising of the six innovative Generation IV reactor concepts because it offers advantages, such as simplification of components and higher efficiency [3,4]. By operating above the thermodynamic critical point of water (374 °C, 22.1 MPa), a single phase coolant is used in SCWR and many components, such as steam generators, steam separators, dryers, recirculation and jet pumps are not necessary [5,6]. Thus, the design of the reactor is greatly simplified.
چکیده
1. مقدمه
2. روند آزمایش
3. نتایج و بحث
3.1. تجزیه و تحلیل پوسته اکسید و افزایش وزن
3.2. منحنی های تنش - کرنش و مکانیزم ترک های ناشی از خوردگی تنشی (SCC)
4. نتیجه گیری ها
قدردانی
Abstract
1. Introduction
2. Experimental procedure
3. Results and discussion
3.1. Weight gain and oxide scale analysis
3.2. Stress-strain curves and SCC mechanism
4. Conclusions
- ترجمه فارسی مقاله با فرمت ورد (word) با قابلیت ویرایش، بدون آرم سایت ای ترجمه
- ترجمه فارسی مقاله با فرمت pdf، بدون آرم سایت ای ترجمه