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奥氏体不锈钢在加工、运输和装配过程中如果与碳钢直接接触,就会被碳钢污染,而导致奥氏体不锈钢耐蚀性能的变化。众所周知,核主泵用奥氏体不锈钢因苛刻的工作环境和超长的服役时间而对其耐蚀性有着非常严格的要求,本文以Z2CN18-10核主泵用奥氏体不锈钢为研究对象,对其表面进行碳钢污染以及酸洗钝化去除污染。通过FeCl3腐蚀试验和电化学试验测试了被碳钢污染后其耐腐蚀性能的变化。实验结果表明：附着在不锈钢表面的碳钢对其长期总体腐蚀速率影响不大；嵌入式的碳钢颗粒会显著降低奥氏体不锈钢的点蚀电位,增大点蚀倾向；硝酸钝化可以部分抵消被污染不锈钢点蚀电位的降低,但点蚀电位仍远低于同样经过硝酸钝化但没被污染的不锈钢的点蚀电位。此外本文还针对碳钢污染对核电站辐射场的影响和对燃料包壳热传导效率的影响做了研究。锆和锆合金因优良的耐蚀性能而广泛应用于核工业和化工行业,但随着工业和科技的发展,对其耐蚀性及其它性能的要求也越来越高。为了进一步提高其耐腐蚀性能和探索其腐蚀机理,分别对Zr705 (Zr-2.5%Nb)进行了离子氮化和空气氧化的表面处理,其中氮化温度为900℃和600℃,氧化温度为550℃、650℃和750℃。通过SEM、XRD.阳极极化曲线和摩擦磨损试验机对Zr705氮化后的样品进行了研究,结果表明：Zr705进行等离子氮化显著提高了其在1mol/L的硫酸溶液中的耐蚀性能,其耐蚀性能的提高主要是由于表面ZrN+ZrO2复合层的存在；Zr705氮化后表面形成的复合层能够一定程度上降低材料初始阶段的摩擦系数,延长微磨损阶段和磨合磨损阶段的时间。采用扫描电子显微镜(SEM)和阳极极化曲线对Zr705在550℃～750℃的空气中氧化后的氧化层厚度和耐蚀性能进行了分析,采用XRD物相分析,对其耐腐蚀机理进行了研究。结果表明：Zr705氧化层的厚度随着氧化温度的升高而增大；经750℃、650℃和550-C氧化的Zr705氧化层中不仅存在单斜结构的ZrO2,同时也存在四方结构的ZrO2,但以单斜结构的ZrO2为主；与未氧化的Zr705相比,氧化后的样品在1mol/L的硫酸中的腐蚀电位降低,且氧化温度越高,腐蚀电位越低,这主要是由氧化层中四方结构ZrO2的百分含量决定的；存在于Zr705氧化层中的四方ZrO2,不仅可以成为O离子向基体扩散的障碍,同时也可以有效的降低液体腐蚀介质和阴离子对基体的腐蚀。