Zr-1Nb合金相关论文
研究了退火温度对核动力堆用Zr-1Nb合金在400℃、10.3 MPa条件下的静蒸汽腐蚀性能的影响。试验结果表明,冷加工的Zr-1Nb合金试样的......
为了推进从俄罗斯引进的田湾VVER-1000型核电站用Zr-1Nb合金燃料包壳和端塞棒材的国产化进程,研究了焊接及随后的真空热处理对Zr-1......
研究了Zr-1Nb合金管材在氢氧化锂溶液中经350℃,16.5MP条件下渗氢后的吸氢性能。结果表明:Zr-1Nb合金管材的吸氢速率随渗氢时间的增加......
研究了9种不同加工热处理制度的Zr-1Nb合金在500℃和600℃、10.3MPa蒸汽中的抗腐蚀性能,并用最小二乘法线性回归得出了500℃蒸汽腐蚀特征值K和n。结果表明;加工......
研究了两种不同制度淬火以及淬火后的冷加工对Zr-1Nb合金抗360℃,18.6MPa高温水和500℃,10.3MPa高温蒸汽腐2蚀性能的影响,并对影响机理进行了分析。研究表明,无论是......
为了推进从俄罗斯引进的田湾VVER-1000型核电站用Zr-1Nb合金燃料包壳和端塞棒材的国产化进程,研究了焊接及随后的真空热处理对Zr-1......
对两种工艺加工的Zr-1Nb合金管样同釜进行360℃,18.6 MPa长期水腐蚀实验,当进程至210 d时工艺1管样出现白褐色斑点,工艺2管样则呈......
利用自行研制的高温夹具完成了Zr-1Nb合金和Zr-4合金薄壁短管试样不同温度下的单调拉伸和375℃下的等幅低周疲劳试验,获得了两种锆......
为了提高核燃料包壳Zr-1Nb合金的抗高温腐蚀性能,采用激光熔凝+真空退火热处理工艺对其进行表面处理。借助扫描电子显微镜(SEM)、X......