1) chemical etching process
化学腐蚀工艺
2) electrochemical etching and replating process
电化学腐蚀和电镀工艺
3) etching process
腐蚀工艺
1.
Study on the etching process of aluminum foil for electrolytic capacitor;
电解电容器用铝箔腐蚀工艺研究
4) chemical-corrosive machining
化学腐蚀加工
5) process corrosion protection
工艺防腐蚀
1.
The detected data is analyzed for planning the oil processing and process corrosion protection and studying the corrosion laws to monitor and control the corrosion.
通过分析腐蚀监测数据来指导装置原油加工、工艺防腐蚀、研究腐蚀规律,达到腐蚀监测和腐蚀监控的目的。
2.
Several process corrosion protection measures were suggested.
对武汉石化厂炼油系统工艺设备在运行中出现的典型腐蚀事故 ,以及在大检修中发现的腐蚀较重的设备及部位 ,进行了综合分析与讨论 ,最后从工艺防腐蚀措施方面提出了几点建
6) corrosion proof technology
防腐蚀工艺
1.
To discuss how to make acidolysis tank corrosion proof technology meet the requirement of practical production,and in accordance with practical reality,to analyse nature of the related corrosion proof materials,design of the major construction and calculation of heat transfer.
介绍了酸解罐的防腐蚀工艺如何合理的满足实际生产的工艺要求,并结合实际情况,分析了相关防腐蚀材料的性质、施工设计重点及传热计算。
补充资料：反应堆腐蚀化学
反应堆化学的一个分支。研究在反应堆中的温度、压力和辐照条件下，液体、气体对固体材料的化学腐蚀和电化学腐蚀（包括腐蚀机理），影响腐蚀的因素，腐蚀产物的行为和抑制腐蚀的方法等，从而为选择和改进反应堆材料，以及调节冷却剂化学成分提供依据。
水冷堆的腐蚀 在水冷堆中，水和蒸汽对固体材料的腐蚀作用取决于温度和水质。水与铀有如下的反应：
U+2H2O─→UO2+2H2 (1)
2U+3H2─→2UH3 (2)
2UH3+4H2O─→2UO2+7H2 (3)反应生成的氧化膜在80℃以上就失去对铀的保护作用。式 （2）中的氢化物对氧化膜的附着性起破坏作用。在100℃以上的水中金属铀的腐蚀速率迅速增高，在308℃水中的腐蚀速率为6260毫克/（厘米2·时）。制成合金可改善铀的耐腐蚀性,铝－铀(35％)合金在150℃水中腐蚀增重约为0.6毫克／（厘米2·月）。但合金最终也会因氢化作用或相变而遭破坏。二氧化铀和高温水几乎不发生反应，但水中的氧会使二氧化铀氧化成八氧化三铀，pH值增高也使腐蚀加速。碳化铀在高温水中会水解，生成二氧化铀、甲烷、氢和少量碳氢化合物，产物不形成保护膜，反应速率随温度的升高而增高。所以在反应堆中核燃料通常用耐腐蚀外壳包覆。
铝和铝合金可用作水温低于 100℃的反应堆元件包壳，这时水中氯离子和重金属杂质离子引起的点腐蚀是主要问题。铝合金的腐蚀与水温、pH值和水中杂质有关。低温水中减少腐蚀的最佳pH值是5～6。随水温升高，最佳pH值降低,在300℃水中为3～3.5。磷酸是铝在高温水中的有效缓蚀剂。锆合金包壳很耐高温水的腐蚀，锆与高温水或蒸汽反应生成的氧化物在合金表面有很好的粘着性。锆合金在沸水堆中的腐蚀速率比在压水堆中高。在pH值＞11的碱性溶液中锆合金腐蚀速率迅速增高。锆合金最终会由于吸氢而脆化。
反应堆内铀芯与包壳在辐照条件下的相互作用也是腐蚀化学研究的重要内容。辐照过的燃料会引起包壳晶间腐蚀和基体腐蚀。温度超过500℃，包壳就受侵蚀,侵蚀深度随温度升高而增加。铀裂变的产物会在包壳的某些部位积累，同时包壳的化学成分也会渗入燃料内。
在水冷堆中不锈钢由于形成R3O4(R表示铁、铬、镍)氧化膜而使腐蚀减轻。水中氯离子或游离碱会使不锈钢产生晶间腐蚀。水中的氧会引起不锈钢组件的应力腐蚀破坏。水冷堆中的腐蚀产物称为积垢，大型堆中产生的积垢量可达 50～100克／天。积垢中检测到的放射性核素有锰56、铜64、钨187、铬51、铪181、铁59、钴58、钨185、钽182、钴60。
气冷堆的腐蚀 在气冷堆中超过 650℃时二氧化碳会与石墨反应：C+CO2─→2CO，反应速率随温度升高而增加；高温时二氧化碳会使不锈钢渗碳；二氧化碳中的一氧化碳和水会引起不锈钢的氧化剥落。纯氦不侵蚀石墨和不锈钢，但氦气中的杂质,主要是水蒸气和空气,会与堆内石墨构件反应，生成一氧化碳、二氧化碳、氢和甲烷。
液态金属堆的腐蚀 在液态金属堆中存在几种腐蚀作用：①固态金属（或某组分）被液态金属溶解；②液态金属原子扩散到固态金属晶格中引起相变；③形成金属间化合物；④由于浓度、温度和流速不同，引起固体合金中某种组分的迁移。液态金属中的杂质氧通常会加速结构材料腐蚀，杂质碳会引起不锈钢渗碳，杂质氮和氢都会引起固体金属的脆变。腐蚀速率取决于反应堆的操作温度。
熔盐堆的腐蚀 熔盐堆中最普遍的腐蚀形式是温差引起的质量迁移。金属的腐蚀速率与熔盐的流速、温度、金属成分以及其中的杂质有关。
参考书目
W.E.贝里著，丛一译：《核工程中的腐蚀》，原子能出版社，北京，1977。(W. E. Berry, Corrosion in Nuclear Applications, John Wiley & Sons, New York,1971.)
水冷堆的腐蚀 在水冷堆中，水和蒸汽对固体材料的腐蚀作用取决于温度和水质。水与铀有如下的反应：
U+2H2O─→UO2+2H2 (1)
2U+3H2─→2UH3 (2)
2UH3+4H2O─→2UO2+7H2 (3)反应生成的氧化膜在80℃以上就失去对铀的保护作用。式 （2）中的氢化物对氧化膜的附着性起破坏作用。在100℃以上的水中金属铀的腐蚀速率迅速增高，在308℃水中的腐蚀速率为6260毫克/（厘米2·时）。制成合金可改善铀的耐腐蚀性,铝－铀(35％)合金在150℃水中腐蚀增重约为0.6毫克／（厘米2·月）。但合金最终也会因氢化作用或相变而遭破坏。二氧化铀和高温水几乎不发生反应，但水中的氧会使二氧化铀氧化成八氧化三铀，pH值增高也使腐蚀加速。碳化铀在高温水中会水解，生成二氧化铀、甲烷、氢和少量碳氢化合物，产物不形成保护膜，反应速率随温度的升高而增高。所以在反应堆中核燃料通常用耐腐蚀外壳包覆。
铝和铝合金可用作水温低于 100℃的反应堆元件包壳，这时水中氯离子和重金属杂质离子引起的点腐蚀是主要问题。铝合金的腐蚀与水温、pH值和水中杂质有关。低温水中减少腐蚀的最佳pH值是5～6。随水温升高，最佳pH值降低,在300℃水中为3～3.5。磷酸是铝在高温水中的有效缓蚀剂。锆合金包壳很耐高温水的腐蚀，锆与高温水或蒸汽反应生成的氧化物在合金表面有很好的粘着性。锆合金在沸水堆中的腐蚀速率比在压水堆中高。在pH值＞11的碱性溶液中锆合金腐蚀速率迅速增高。锆合金最终会由于吸氢而脆化。
反应堆内铀芯与包壳在辐照条件下的相互作用也是腐蚀化学研究的重要内容。辐照过的燃料会引起包壳晶间腐蚀和基体腐蚀。温度超过500℃，包壳就受侵蚀,侵蚀深度随温度升高而增加。铀裂变的产物会在包壳的某些部位积累，同时包壳的化学成分也会渗入燃料内。
在水冷堆中不锈钢由于形成R3O4(R表示铁、铬、镍)氧化膜而使腐蚀减轻。水中氯离子或游离碱会使不锈钢产生晶间腐蚀。水中的氧会引起不锈钢组件的应力腐蚀破坏。水冷堆中的腐蚀产物称为积垢，大型堆中产生的积垢量可达 50～100克／天。积垢中检测到的放射性核素有锰56、铜64、钨187、铬51、铪181、铁59、钴58、钨185、钽182、钴60。
气冷堆的腐蚀 在气冷堆中超过 650℃时二氧化碳会与石墨反应：C+CO2─→2CO，反应速率随温度升高而增加；高温时二氧化碳会使不锈钢渗碳；二氧化碳中的一氧化碳和水会引起不锈钢的氧化剥落。纯氦不侵蚀石墨和不锈钢，但氦气中的杂质,主要是水蒸气和空气,会与堆内石墨构件反应，生成一氧化碳、二氧化碳、氢和甲烷。
液态金属堆的腐蚀 在液态金属堆中存在几种腐蚀作用：①固态金属（或某组分）被液态金属溶解；②液态金属原子扩散到固态金属晶格中引起相变；③形成金属间化合物；④由于浓度、温度和流速不同，引起固体合金中某种组分的迁移。液态金属中的杂质氧通常会加速结构材料腐蚀，杂质碳会引起不锈钢渗碳，杂质氮和氢都会引起固体金属的脆变。腐蚀速率取决于反应堆的操作温度。
熔盐堆的腐蚀 熔盐堆中最普遍的腐蚀形式是温差引起的质量迁移。金属的腐蚀速率与熔盐的流速、温度、金属成分以及其中的杂质有关。
参考书目
W.E.贝里著，丛一译：《核工程中的腐蚀》，原子能出版社，北京，1977。(W. E. Berry, Corrosion in Nuclear Applications, John Wiley & Sons, New York,1971.)
说明：补充资料仅用于学习参考，请勿用于其它任何用途。
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