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......
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......
核电作为解决能源问题的重要途径之一,已经成为衡量一个国家综合国力和国际竞争力的重要指标。Zr-4合金包壳管和Inconel 718合金定......
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......
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......
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......
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......
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......
锆合金管材中的氢化物对锆材基体的力学性能有显著影响，过量的氢化物会导致锆合金管材断裂韧性和最终抗拉强度的降低，造成锆合金燃料......
文章基于概率神经网络(PNN)和有限元(FEM)相结合的方法,建立了矫直参数与Zr-4合金管材氢化物取向因子关系的模型。结果表明:建立的......
锆合金包壳管是核反应堆的第一个屏障,其主要承担着包裹核芯块的作用。包壳管主要由两辊皮尔格轧制完成生产,该轧制工序影响着包壳......
锆合金具有优异的核性能,在核反应堆中的高温高压下具有优异的抗腐蚀、高温拉伸和延伸率性能,因而常用于核反应堆中的包壳管材料.......
文章基于FEM-ANN相结合的方法建立了Zr-4合金四辊板材精轧的有限元模型。模型的输入层为轧制过程中的轧辊直径、摩擦因数及轧辊速......
锆及锆合金在核电站水冷动力堆的包壳管和堆芯结构材料中具有广泛的应用前景。文章研究了变形量分别为55%和60%的Zr-4合金管材力学......
研究了冷变形Zr-4合金在双轴比例和非比例加载下的循环变形行为,结果表明:当循环应变幅较低时,Zr-4合金表现为循环初始硬化随后饱......
研究了相位角分别为30°，60°，90°以及等效应变幅分别为0．8％，0．6％，0．4％时双轴非比例加载下，冷变形去应力状态Zr-4合金的宏观响应......
通过对低铌新锆合金板材的蠕变性能数据和变形亚结构的分析,探讨了低铌新锆合金的蠕变过程及其抗蠕变性能.结果表明,①工业规模生......
在JDTRI-50冲击磨损试验机上，在冲击频率为10Hz，冲击载荷为10～40N，冲击次数为5万～10万次条件下，对Zr-4合金管试件与Inconel718镍合金板配......
采用堆外高压釜腐蚀试验研究添加0.1%Ge和0.5%Ge（质量分数）对Zr-4合金在360℃、0.01 mol/L LiOH水溶液中耐腐蚀性能的影响,用TEM和ED......
研究了工业化生产Zr-4合金铸锭的成分控制方法及其熔炼工艺参数。结果表明：主要合金元素锡、铁、铬以中间合金的形式添加,可以保证Z......
Zr-4合金和M5锆合金是国内核电站最常用的核反应堆包壳材料，其耐腐蚀性能是一项重要的检测指标。在高压釜蒸汽腐蚀实验中，为了确认腐......
研究了Zr-4合金管材酸洗处理过程中,酸洗去除量、酸水转换时间、冲水时间及酸洗次数对管材氟残留量的影响,并基于径向基（RBF）人工神......
采用含Ca、P电解液,450V微弧氧化在Zr-4合金表面制备氧化膜层,在25%小牛血清润滑条件下做球盘往复式摩擦磨损试验,重点研究了氧化......
比较了ZIRLO合金和Zr-4合金两种样品在350℃、16.8MPa、0.04MLiOH水溶液中的耐腐蚀性能,发现Zr-4合金样品在腐蚀转折之前的腐蚀增......
为了研究锆离子轰击对Zr-4合金锆耐蚀性的影响,用金属蒸汽真空弧(MEVVA)源对纯锆样品进行了1?015 至2?017 cm-2 的锆离子轰击,加速......
为了比较研究Y、Ce离子注入对Zr-4合金氧化性能的影响,探索离子注入后的改性机制,对Zr-4合金表面分别注入了不同剂量的两种离子并......
研究了织构对Zr-4合金循环变形行为的影响及其作用机制.结果表明,(1)合金的低周疲劳寿命遵循Coffin-Manson关系Nβf△εp=C.在给定......
用(0002)正极图和织构取向因子等方法,研究了α相高温区沿原板材的轧向和横向轧制63%的Zr-4合金板的织构.实验结果表明:Zr-4合金板......
