Zr-Sn-Nb合金相关论文
锆合金管材一般采用多道次的两辊周期冷轧、热处理及相应的精整处理加工而成,冷轧变形机制一直都是研究的焦点之一,大量的研究表明......
核反应堆包壳管在失水事故中会因剧烈的高温蒸汽氧化而破裂,从而引起核燃料泄露的严重后果.为此,本工作研究了核包壳Zr-Sn-Nb合金1......
锆合金广泛应用于反应堆燃料元件包壳及其它堆芯结构材料。采取小尺寸漏斗试样,研究了Zr-Sn-Nb合金电子束焊缝350℃下的低周疲......
会议
Zr-Sn-Nb合金作为一种先进高性能锆合金,因其优异的核性能、力学性能以及耐腐蚀性能被广泛用于制备压水堆燃料组件。锆合金的组织......
学位
采用维氏硬度计和万能材料试验机进行了Zr-Sn-Nb合金薄板焊后的显微硬度、拉伸及循环变形试验,用金相显微镜和场发射扫描电镜分别......
对锆合金Zr-Sn-Nb进行预变形和时效处理,研究了锆合金的再结晶行为和第二相粒子的析出规律。结果表明,预变形既能够抑制第二相粒子......
摘要:通过HZB串列加速器用18MeV质子研究了ZrSnNb合金的辐照效应。结果表明,经1.53×1014cm-2注量的质子辐照后,辐照产生的缺陷使......
期刊
采用小尺寸三点弯曲试样完成了渗氢和未渗氢Zr-Sn-Nb合金母材和焊缝在室温和360℃下的疲劳裂纹扩展速率试验,研究了温度和氢化物对......
作者通过HZ-B串列加速器用能量18MeV的质子,研究了两种Zr-Sn-Nb合金的质子辐照效应.结果表明,经1.5×1014/cm2注量质子辐照处......
热轧工艺对锆合金成品板材的力学及耐腐蚀性能有着重要影响,以Zr-Sn-Nb合金为研究对象,选取锻造板坯采用620℃和650℃两种热轧温度......
用透射电子显微镜研究了变形及热处理对Zr-Sn-Nb合金中β-Zr分解的影响.试样经750℃,0.5h处理快冷后,在晶界上形成块状的β-Zr,在......
锆合金作为核动力反应堆包覆材料和结构材料,在反应堆运行时处于高温、高压水中,锆合金吸收的氢超过氢在锆中的固溶度时以氢化锆形......
利用SEM和EDXA对Zr-Sn-Nb合金碘致应力腐蚀断口上的腐蚀产物进行了观察分析.结果表明:腐蚀产物的成分主要是氧和锆,只有局部准解理......
将两种Zr-Sn-Nb合金样品分别进行1000℃-0.5h、1000℃-0.5h/560℃-10h、1000℃-0.5h/冷轧/560℃-10 h和750℃-0.5h、750℃-0.5h/56......
采用Zr-Sn-Nb合金薄片漏斗试样,完成了室温和500℃高温下的低周疲劳试验,提出基于漏斗根部节点轴向应变的疲劳损伤等效假设。根据......
对Zr-Sn-Nb合金在4种温度(750℃、780℃、800℃和820℃)下进行了热/冷加工和最终再结晶退火,并对在上述4种温度下加热的试样进行了......
研究了我国开发的Zr-Sn-Nb合金(N18和N36)在360℃、18.6 MPa含LiOH高温高压水,400℃和500℃、10.3 MPa过热蒸汽中的腐蚀行为.结果......
通过 HZ-B串列加速器用 18MeV质子研究了 Zr-Sn-Nb合金的辐照效应 . 结果表明 , 经 1.53× 1014cm- 2注量的质子辐照后 , 辐照......
为进一步提高压水堆燃料元件包壳材料锆合金的抗腐蚀能力,以满足新型核动力反应堆高燃耗和长寿期的要求,我国开发了属Zr-Sn-Nb系的......
采用场发射扫描电镜、透射电镜、X射线衍射仪结合第一性原理计算,研究Zr-Sn-Nb合金成品带材第二相粒子的结构特征,采用卧式金相显......
研究了N18和N36锆合金在不同温度下的碘致应力腐蚀开裂（SCC）行为，用扫描电镜进行了断口分析。结果表明，对于再结晶状态的锆合金，随着试......
用电子背散射衍射(EBSD)方法研究了再结晶Zr-Sn-Nb合金中氢化锆的析出行为.结果表明,晶内或晶间析出的氢化物的最常见的晶体学惯习......
期刊
采用板材试样,研究了Zr-Sn-Nb合金焊接接头在室温和375℃温度下的应变疲劳行为并和光滑样品进行了比较。结果表明,焊接试样的疲劳......
期刊
