疖状腐蚀相关论文
采用密度泛函理论研究Nb、Sn、Cu、Fe和Cr 5种合金元素对氧在Zr(0001)晶面吸附能的影响,发现Nb、Sn和Cu会促进氧在Zr(0001)晶面吸......
采用“热轧+冷轧+退火”法制备Zr-4合金复合板。利用EBSD分析再结晶度和晶粒尺寸,通过弯曲试验和疖状腐蚀试验检测复合板性能。结......
对考验燃料组件的辐照后检验发现,在Zr包壳管表面出现了许多疖状斑点。为了加深对疖状腐蚀现象的认识,从材质上分析产生疖状腐蚀......
３．３燃料元件棒表面预生膜工艺改进研究──高温水和蒸汽预膜陈望春，孙源珍，王辉，毕安泰，张伟国实验用材料为锆－２成品管，本工作主要通过时改进......
研究了８＃新锆合金的组织与耐蚀性能。在高压釜中进行了３６０，４００℃和５００℃的腐蚀试验。腐蚀结果表明，８＃合金的抗均匀腐蚀性能和抗疖状腐蚀性能均优于......
发展高性能核燃料组件是提高核电经济性的必由之路，改善核燃料元件包壳锆合金的性能是其中关键问题之一。本文概述了我们近几年研究......
Zr-4合金包壳管的抗疖状腐蚀问题是锆锡合金的最大技术问题之一。西北锆管有限责任公司在各攻关单位及参研人员密切协作大力配合下......
对不同状态的锆-4合金管材进行了高温蒸汽腐蚀研究。经400℃预膜和未预膜的样品在460℃/10.3 MPa的蒸汽中进行腐蚀试验,结果表明:......
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......
研究了加工热处理工艺对Ｚｒ－４合金管材机械性能和耐蚀性能的影响。实验表明，工序中加入β淬火处理，可以改善合金的性能。挤压前坯料β淬火......
研究了Sn，Fe，Cr，Ni，Mo，Bi和Te等合金元素对Zr－Nb合金耐蚀性能的影响。结果表明，在360℃水腐蚀试验中，Bi有较好的作用。在400℃蒸汽中试验，Bi......
应用定量金相和理论计算发展了分析 Zr-4 合金α-Zr 基体中Fe,Cr 含量的方法。结果表明,只要能精确测量出 Zr-4 合金中第二相所占......
研究了改变最后一次中间退火的热处理制度对核燃料锆-4包壳管耐腐蚀性能的影响。由原来的650℃退火改为830℃α相上限温区加热淬......
应用高压釜、金相及电子显微镜等研究了不同加工工艺的Ｚｒ４包壳的疖状腐蚀行为。结果表明：改进工艺加工的管材比常规工艺加工的管材有......
通过分析优化,确定了 Zr-Sn-Nb 系两种先进锆合金。研究了新锆合金的加工工艺、显微组织及腐蚀性能间的关系。通过在高压釜360 ℃......
本工作对辐照后燃料元件Zr-2包壳管的水侧腐蚀进行显微观察和测量分析,主要包括外表面氧化膜厚度的观察与测量、格架磨蚀的观察与......
选用织构相同的Zr-0.72Sn-0.32Fe-0.14Cr-x Nb(x=0,0.12,0.28,0.48,0.97,质量分数,%)合金片状样品,利用高压釜在500℃,10.3 MPa过......
研究了400℃,10.3 MPa蒸汽中,溶解氧（DO）的存在对Zr-4,N18（Zr-1.0Sn-0.3Nb-0.3Fe-0.1Cr）以及N36（Zr-1.0Sn-1.0Nb-0.3Fe）合金腐蚀行为的影......
选用无织构的Zr-0.72Sn-0.32Fe-0.14Cr和Zr-0.85Sn-0.16Nb-0.37Fe-0.18Cr合金大晶粒片状样品,利用静态高压釜在500℃,10.3 MPa过热......
采用双轴肩搅拌摩擦焊(BTFSW)技术对7.8 mm厚6061-T6铝合金进行了焊接,对焊接接头各部分的微观组织和截面显微硬度进行了分析,并对......
锆－４合金（Ｚｒ－Ｓｎ－Ｆｅ－Ｃｒ合金）是水冷核反应堆中的优良结构材料。在入堆应用之前对其表面进行预生氧化膜处理后可以起到延缓疖状腐蚀的作用，通过对Ｚｒ－４合金......
研究了Ｔｉ８１１合金在４２５℃和３７０℃热盐暴露发生热盐应力腐蚀（ＨＳＳＣ）的临界应力。４２５℃热盐暴露在ＨＳＳＣ，其临界应力为１８７ＭＰａ。３７０℃热盐暴露不存在ＨＳＳＣ，临界应力大于４１０ＭＰａ。发生ＨＳＳＣ的试样......
研究了预生氧化膜处理对不同工艺生产的锆 4合金试样抗疖状腐蚀的影响。预生膜能起到延缓疖状腐蚀的作用 ,但不能阻止疗状腐蚀产生......
研究了不同热处理制度对Zr-4合金的耐疖状腐蚀性能的影响规律.实验结果表明:在高于该合金的α相区温度或α+β双相区温度条件下,保......
研究了不同热处理制度对Zr－4合金的耐疖状腐蚀性能的影响规律．实验结果表明：在高于该合金的α相区温度或α＋β双相区温度条件下，保温时......
对不同状态的锆-4合金管材进行了高温蒸汽腐蚀研究。经400℃预膜和未预膜的样品在460℃/10.3 MPa的蒸汽中进行腐蚀试验,结果表明:......
Zr-4大晶粒样品在高压釜中经过500℃/10.3 MPa过热蒸气腐蚀,研究了不同晶粒表面上氧化膜厚度与晶粒取向的关系。结果表明：样品腐蚀......
研究了几种激光表面处理工艺对不同状态的Ｚｒ－４合金板材泡疖腐蚀的影响。实验结果表明：激光表面处理可以显著提高Ｚｒ－４合金抗疖状腐蚀性能；激光......
研究了Ｓｎ，Ｆｅ，Ｃｒ，Ｎｉ，Ｍｏ，Ｂｉ和Ｔｅ等合金元素对Ｚｒ－Ｎｂ合金耐蚀性能的影响。结果表明，在３６０℃水腐蚀试验中，Ｂｉ有较好的作用。在４００℃蒸汽中试验，Ｂｉ和Ｎｉ有较好的作用，其它元素作用不......
对不同表面状态的Ｚｒ－４管材在５００℃，１０．３ＭＰａ下的过热蒸汽中进行了腐蚀试验。实验证明：表面处理状态对合金抗疖状腐蚀性能有较大影响。经酸洗后可提高......
把N18（NZ2）锆合金样品经过多种不同的热处理后，用高压釜在500℃，10．3MPa过热蒸汽中进行腐蚀试验，研究了它们的耐疖状腐蚀性能。结果表明：......
为弄清Zr-4合金的疖状腐蚀性能与其经不同热处理工艺制度处理之后得到的显微组织间的关系，用4种不同的热处理工艺制度对Zr-4合金进......
采用腐蚀增重法研究了304NG奥氏体不锈钢在550～650℃／25MPa的超临界水（SCW）中的腐蚀行为。使用SEM和EDS分析了材料的氧化动力学、氧化......
采用500℃／10．3MPa过热蒸汽中腐蚀的方法，研究了添加微量合金元素Nb对Zr-4舍金疖状腐蚀行为的影响。结果表明：添加0．05％Nb后就可以观察到......
研究了奥氏体不锈钢304NG在550、600和650℃超临界水环境下的腐蚀行为。采用扫描显微镜、X射线能谱仪、X射线衍射仪分析了氧化膜的......
将Zr-4合金经过800℃/20 h热处理,用高压釜在500℃、10.3 MPa过热蒸汽中进行腐蚀实验,并采用电子背散射衍射分析（EBSD）技术研究Zr-4......
锆合金主要用作核反应堆燃料元件的包壳材料及其他堆内构件。回顾了有关锆合金水侧腐蚀的主要研究结果及存在的问题，概括了现有的理......
应用高压釜，金相及电子显微镜等研究了不同加工工艺的Ｚｒ－４包壳的疖状腐蚀行为。结果表明，改进工艺加工的管材比常规工艺加工的管材有更优......
研究了预生氧化膜处理对不同工艺生产的锆－４合金试样抗疖状腐蚀的影响。预生卢到延缓疖状腐蚀的作用，但不能阻疗状腐蚀产生。对改进工......
研究了奥氏体ODS钢（316-ODS）在600℃/25 MPa超临界水（SCW）中的腐蚀特性。采用腐蚀增重法、SEM、EDS和XRD分析了材料的氧化动力学、氧化......
作为水冷动力堆燃料棒包壳材料的Zr-4合金在水冷动力反应堆中会发生疖状腐蚀。疖状腐蚀一旦发生,会造成有效壁厚减薄,这将影响包壳......
用高压釜腐蚀实验研究了在Zr-4合金成分基础上添加0.1%-0.3%（质量分数）Nb的合金在500℃/10.3MPa过热蒸汽中的耐腐蚀性能,用TEM和SEM......
