Zr-4合金相关论文
分别采用Zr-4和Zr1Nb两种合金作为Zr1Nb包壳的端塞材料，用钨极气体保护焊对包壳和端塞进行焊接。用常温爆破和显微硬度测试方法对比......
选取厚度为3.6 mm具有典型双峰织构的Zr-4合金板材,利用电子背散射衍射(EBSD)技术对板材冷轧后的织构进行表征,利用粘塑性自洽(VPS......
该试验企图以有限的若干试验点求得国产Ｚｒ－４合金的ＡＳＭＥ规范要求的Ｓ－Ｎ疲劳曲线及相应的参考设计波劳曲线，以校核现推荐采用的由Ｏ．Ｄｏｎｎｅｌ等综合的锆合金Ｓ－Ｎ设......
通过对Zr-4合金进行激光表面铌合金化、电子束表面铌合金化和铌离子注入,分析了表面铌合金化后锆合金表层的显微组织,并测定了表面......
在压水反应堆中,燃料棒元件通过其包壳和格架间的摩擦力被夹持在燃料组件中.当反应堆工作时,冷却液流过燃料棒包壳管表面,造成燃料......
热中子吸收截面小与导热性能好的Zr-4合金，在核反应堆包壳材料中广泛应用，但在服役环境中其耐蚀性和耐磨性差。本论文采用微弧氧化法......
采用扩散偶的方法,在900℃和1000℃下分别进行6h和12h的扩散试验,探究了U-8Mo合金与Zr-4合金界面的相容性。结果表明,U-8Mo合金与Z......
Zr-4合金包壳管在核工业中应用广泛,为探究一回路水质环境中SiO2的浓度对Zr-4合金组织性能的影响,利用高温高压反应釜模拟锆管在反......
利用Gleeble-3500型热模拟试验机对Zr-4合金试样进行等温恒应变速率压缩实验,对其热变形行为进行分析,综合考虑变形温度对Young's......
利用XRD、OM、TEM及显微硬度测试等方法,研究了经表面机械研磨处理(SMAT)Zr-4合金在不同温度退火后组织和性能的变化。结果表明:当......
利用电化学阻抗谱等技术研究了360℃/18.6 MPa的0.01 mol/L LiOH水溶液中退火态Zr-4合金在转折前后的腐蚀演化过程.结果表明,腐蚀......
用Zr-4合金的大晶粒样品在360℃/18.6 MPa的0.01 mol/L LiOH水溶液中进行5 h的腐蚀实验,借助SEM,EBSD和HRTEM等分析方法,研究了腐......
利用透射电镜(TEM)研究了Zr-4合金吸氢后析出氢化物的类型、形貌及其位相关系。结果表明,随着吸氢量的增加,Zr-4合金中依次析出了......
对Zr-4合金表面分别进行多弧离子镀TiAlSiN涂层和TiAlN涂层.利用扫描电镜对涂层进行表面微观形貌观察;利用ImageJ对涂层大颗粒分布......
利用ＳＥＭ、ＴＥＭ以及电子拉伸试验机研究了Ｔｉ＜，３＞Ａｌ－Ｎｂ（Ｔｉ－２４Ａｌ－１４Ｎｂ－３Ｖ－０．５Ｍｏ）（ａｔ℅）合金的拉伸变形与断裂机制。经９４０℃／１ｈ／ＷＱ固溶处理后的合金在室温拉伸过程中，初生等轴状α＜，２＞相首先发生在塑......
对国产Zr-4合金在室，高温下进行了试验研究，以便评定不同热处理工艺条件下对合金疲劳性能的影响。结果表明，消应力退火态板、棒材试样......
该试验企图以有限的若干试验点求得国产Ｚｒ－４合金的ＡＳＭＥ规范要求的Ｓ－Ｎ疲劳曲线及相应的参考设计波劳曲线，以校核现推荐采用的由Ｏ．Ｄｏｎｎｅｌ等综合的锆合金Ｓ－Ｎ设......
Zr-4合金管作为核电站燃料包壳材料,在服役过程中常常受到交变载荷作用。在非对称交变载荷下材料会产生棘轮效应,从而发生棘轮疲劳......
锆合金由于具有良好的核性能以及耐蚀性能，因而用于核工业。随着核反应堆向高燃耗的发展，对锆合金的耐蚀性能要求越来越高。提高耐蚀......
(1)概述为研究离子电流密度对氧化膜层的影响,印度海德拉巴市O sm ania大学化学系的学者研究了室温下电流密度从2m A·cm-2～14m A·......
现阶段，锆合金具有独特的核性能，一直被用作核反应堆燃料包壳及堆芯结构材料。但在反应堆运行条件下,Zr合金包壳材料在堆内工况环境......
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......
利用热分析天平,采用动态连续称重法分别对M5和Zr-4合金在380、400℃水蒸气条件下进行氧化试验,分析其氧化动力学规律,并利用扫描......
在硅酸盐碱性电解液中加入稀土元素Ce的络合物,采用恒压微弧氧化技术在Zr-4合金表面制备陶瓷膜。分析了稀土元素Ce在陶瓷膜中的存......
采用表面机械研磨法(SMAT)对Zr-4合金进行处理,在其表面制备出纳米结构表层,并在不同温度下对其进行退火。利用偏光显微镜、X射线......
研究纳米组织与普通粗晶组织Zr-4合金在400℃水腐蚀过程中氧化膜内应力的演变特征。结果表明,纳米基底上形成的单斜相ZrO2(m-ZrO2)......
利用透射电镜对Zr-4合金表面进行高能喷丸处理所致纳米结构的微观组织演变特征进行了研究。结果表明，经过喷丸处理变形后，Zr-4合金表......
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......
采用静态高压釜腐蚀实验研究添加微量Pd元素的Zr-4合金在(360℃,18.6 MPa)条件下0.01 mol/L Li OH水溶液中的耐腐蚀性能,采用TEM和......
通过对Zr-4合金脉冲钨极氩弧焊接的力学性能、腐蚀性能以及断口组织的研究,并与直流TIG焊进行比较,得出两种焊接方法的接头性能均......
在高温高压水环境中对压水堆燃料包壳Zr-4合金开展了微动磨蚀试验。利用三维白光干涉仪、光学显微镜、扫描电镜、能谱等分析了微动......
采用拉伸试验方法,对室温到800℃温度范围内的完全再结晶退火状态的φ9.5mm×0.57mm Zr-4合金管的硬化指数n和强度系数k进行了......
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......
研究并测定了两种退火方式的Ｚｒ－４合金板室温和高温的力学性能。结果表明：消应力退火的板材与再结晶退火的相比，其室温抗拉攻屈服强度分别......
利用微弧氧化技术,以NaOH为电解液,对Zr-4合金进行微弧表面处理,以改善抗腐蚀性能和耐磨损性能.通过电化学极化曲线测量、往复式摩......
采用磷酸盐和硅酸盐体系的电解液分别对锆．4合金进行微弧氧化，对比分析不同体系的电解液中所制备陶瓷层的组织形貌、相结构及耐磨性......
测定了界面有、无玻璃润滑剂条件下Zr-4合金和H13模具钢的界面接触温度随接触时间的变化曲线,在此基础上分析了界面换热特征,获得......
本文对U-Mo合金与Zr-4合金的扩散层性质进行了研究。三明治结构的U-Mo/Zr-4扩散偶在760~800℃下包覆热轧后,保温10~66 h。采用扫描......
针对电子束焊接后的Zr-4合金管在腐蚀工况下出现的异常蓝色环状氧化膜,使用XPS,EDX,TEM等分析手段研究了异常氧化膜和正常氧化膜的......
测量和比较Zr-4合金样品分别在400℃,10.3 MPa过热水蒸汽,0.01 mol/L和0.04 mol/L的LiOH水溶液中腐蚀后氧化膜/金属界面处氧化膜内......
将Zr-4合金样品分别放在盛有350℃,0.1 mol/L的LiOH和KOH水溶液的高压釜中进行腐蚀,当2种样品的氧化膜厚度相同时,用二次离子质谱......
为了解释锆合金在LiOH水溶液中耐腐蚀性能降低的原因,将3组粉状Zr-4合金样品分别放在500℃空气中、500℃过热蒸汽中和350℃的0.1 m......
利用电化学极化曲线测量、氧化增重测量、往复式摩擦磨损实验,对分别通过阳极氧化和高压釜氧化生成的2种不同Zr-4合金表面氧化膜的......
研究了不同程度渗氢处理Zr-4合金的双轴循环变形行为。结果表明：当氢含量为CH=400μg/g时，在相同等效应变幅和相同相位角下，渗氢Zr-4......
采用500℃，10．3MPa过热蒸汽腐蚀方法，研究了热处理对Zr-4合金耐疖状腐蚀性能的影响。试样经过600，820和1000℃不同热处理后，耐疖状腐蚀......
在不同水化学条件下的高压釜中研究了Zr-4合金在LiOH水溶液中的耐腐蚀性能.结果表明,不同的腐蚀介质对氧化膜内的压应力和t-ZrO2的......
本文基于PNN的算法,建立了矫直参数（入口矫直辊角度、中间矫直辊角度、出口矫直辊角度、压下量及弯曲度）与Zr-4合金管材氢化物取向因......
