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在核电厂中，二回路碳钢管道的流动加速腐蚀（FAC）对安全生产造成很大影响。根据工程经验和实验室数据，采用cr含量超过0．1％的碳钢管道可大幅减轻或避免FAC。Cr含量大于1％的SA335-P11钢以其较好的性价比而多被推荐用于核电站蒸汽管道。为了确认Pll钢表面氧化膜在高流速湿蒸汽作用下的稳定性，本文采用小型管状试样进行了FAC实验，得到了试样的减重规律和内表面的腐蚀形貌。实验结果表明，试样人口部分形成了明显的FAC形貌，表面氧化膜破坏严重，而在试样的中部，FAC不明显。CFD模拟结果表明，试样人口处局部