核电站服役的高温高压水回路中闭塞区的流动不充分,可能产生异常水化学条件而导致材料服役性能弱化.本文利用国产核级304不锈钢制备了一种简单的模拟闭塞区样品,放入含有Ni2+的高温含氧水中浸泡并对生成的氧化膜进行表征.结果表明:闭塞区从外到内氧化膜外层中的尖晶石结构相的比例逐渐减小,而赤铁矿结构相的比例逐渐增大,膜表层的Ni含量逐渐降低.分析表明,Ni2+浓度会显著影响核级不锈钢的氧化行为,闭塞结构会在一定程度上阻碍本体溶液中的Ni2+向闭塞区内扩散,使Ni2+沿闭塞区深度方向形成浓度梯度,导致氧化膜的生长特征沿梯度方向发生明显变化.
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