锆合金相关论文
锆合金具有热中子吸收截面小、导热率高、机械性能适中、易于加工,又与UO2相容性好,因此被广泛用作核反应堆的结构材料,如:压力管......
目的 研究N36锆合金表面纳米化层的形貌和微观结构，分析表面纳米化层的微动腐蚀机理。方法 采用超声表面滚压技术（USRP）对锆合金进行......
金属Cr涂层是事故容错燃料（ATF）包壳候选涂层之一，在各方面具有优异的性能。在实际工况下，包壳管会受到环向外压力的作用而导致涂层破......
本文按照已定脉冲激光环形焊和高压堵孔焊工艺,采用扫描电子显微镜,能谱分析仪,氦质谱气密性检测,X射线无损检测,室温拉伸和显微硬......
锆合金因其低热中子吸收截面、优异的高温力学性能和耐腐蚀性能而被广泛应用于核动力反应堆燃料元件包壳及其他堆芯结构材料。但反......
锆合金包壳管具有耐高温、抗腐蚀、中子吸收率低及高温力学性能良好等优点，已被广泛应用于核领域反应堆堆芯包壳层结构。然而，在长时......
锆合金因其优良性能在核电燃料包壳领域有着广泛应用，燃料包壳服役时的关注要点为其耐腐蚀性能，因实际堆内存在辐照因素影响材料组织......
研究退火工艺（ATs）对Zr-Sn-Nb合金带材显微组织的影响。基于核燃料组件用条带特征，进行冲制实验，并定量表征锆合金带材的成形性能。结......
锆的热中子吸收截面低，具有优异的耐腐蚀性和较高的熔点（1852℃），因而在核燃料包壳管中被广泛应用。在日本核电站意外爆炸发生后，耐事故......
核电站反应堆正朝着高安全性、高燃耗及长运行周期发展.锆合金是关键的核燃料棒包壳材料，包壳管通过焊接方法与端塞形成连接，对燃料......
在事故条件下，核反应堆的核心部件镀Cr锆合金包壳管容易受到挤压发生变形，导致Cr涂层产生裂纹影响涂层的保护性能，因此研究镀Cr锆合金......
对2种新型Zr-Sn-Nb系锆合金（SZA-4和SZA-6）管材和传统Zr-4合金管材在电解渗氢条件下的吸氢性能及机制进行了研究。结果表明,在供货状......
磨损是核电厂燃料元件失效的主要形式之一。燃料棒与定位格架磨损可能导致包壳破损和裂变产物泄露，引起一回路剂量超标，影响核电厂安......
为丰富空间结构材料种类，扩大Zr合金的应用范围，利用非自耗电弧炉熔炼了Al含量分别为2%,3%和4%（质量分数）的Zr-Al二元合金，在真空管式炉......
锆合金因在高温下具有良好的力学性能和耐腐蚀性能,广泛应用于化工和生物医疗领域。由于工业锆合金的焊接方法不同,锆焊接产品的性......
本文以Zr-1.0Sn-1.0Nb-0.3Fe（N1）和Zr-1.0Sn-0.3Nb-0.3Fe（N2）两种不同Nb含量的锆合金为研究对象,以透射电子显微镜（TEM）为主要研究手段,......
压水堆（Pressurized Water Reactor,PWR）腐蚀产物会在锆合金表面形成污垢（Chalk Rivers Unidentified Deposit,CRUD），冷却剂中硼在CRUD......
锆合金作为燃料包壳被使用时,需承受反应堆内的高温、高压考验,高温力学性能和氢化物取向因子测试是在堆外实现高温、高压环境模拟......
利用磁力研磨技术提高具有细长特征的锆管表面质量,探究磨料粒径、主轴转速、进给速率等磁力研磨工艺参数对锆管表面质量的影响规......
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......
位错环演化是核用锆合金辐照组织演化的主要特征之一,对合金辐照后的力学性能(强度、塑性等)有着决定性的影响.目前,锆合金辐照位......
为深入研究锆合金中β-Nb第二相粒子在500℃、10.3 MPa过热蒸气中的腐蚀行为,利用真空非自耗电弧炉熔炼了β-Nb第二相合金90Nb-10Z......
期刊
锆合金被广泛应用于反应堆的燃料管包壳材料,当服役过程中锆合金的力学性能改变时,对其力学性能完整性的评估至关重要.基于小尺寸......
核电站在发生LOCA等超出设计基准的事故时,在极端条件下反应堆堆芯会暴露于蒸汽和空气的混合气氛中,从而使燃料包壳管在空气/蒸汽......
针对已预腐蚀生成一定厚度氧化膜的Zr-Sn-Nb合金,研究了其在不同温度下进行真空热处理过程中的氧扩散动力学及亚稳相演变行为。结......
锆合金是核反应堆主要的结构材料,Nb、Mo、Sn、Fe是其重要合金元素。合金元素对锆合金性能影响取决于合金元素与锆的相互作用,多组......
学位
锆合金由于其优异的综合性能被用作反应堆中的核燃料包壳和结构组件。但在高温高压水冷却剂的服役环境下锆合金会快速氧化遭到破坏......
锆(Zr)及其合金因其在高压/高温水环境中的力学和化学性能、高剂量中子辐射下的结构稳定性和中子透明度,而被广泛用于核燃料包壳材......
通过微弧氧化(MAO)设备在锆(Zr)合金表面制备氧化陶瓷涂层.研究工作电压对Zr合金表面MAO涂层形貌、硬度、粗糙度、元素分布和相结......
由于其较低的中子吸收截面、优异的耐腐蚀性以及力学性能,锆及其合金作为结构件被广泛应用在核反应堆和化学工业中。由于其典型的（......
氢化锆具有单位体积氢含量大、热中子吸收截面小、受射线照射性能稳定、热导率高、加工性能好、与包壳材料和其他结构材料相容性好......
锆及其合金因具有较好的综合力学性能和优异的核性能等优点,被广泛应用在化工行业、生物医用和核反应堆等领域。但是由于锆合金的......
当前核燃料包壳主要以热中子吸收截面极低、熔点较高的锆合金作为主要构件材料.2011年日本福岛核电站失水事故使人们意识到锆合金......
对于一种新型锆合金包壳材料,在商业反应堆中开展服役条件下的辐照考验是其研发必不可少的关键环节.相比于国际核电发达国家在锆合......
日本福岛核事故后,以提升反应堆在事故工况下的稳定性和安全性为目的 的事故容错燃料技术研究已成为世界范围内的研究热点.涂层技......
期刊
核动力水冷反应堆燃料锆合金包壳管是核反应堆安全首道屏障,其安全服役是保证核反应堆安全高效运行的关键。由于金属Cr具有良好的......
用高压釜腐蚀试验研究了在M5(Zr-1Nb)合金成分基础上添加0.05％～0.5％(质量分数)Cu 的合金在500 ℃/10.3MPa 过热蒸汽中的耐腐蚀性能;用......
采用扩散偶方法研究了U-Mo合金与Zr的相容性.热处理温度为750℃和800℃,时间为10h和50h.结果表明:U-Mo合金与Zr合金间的扩散层有分......
应用配备有能谱仪的透射电子显微镜,研究了ZrSnNbFeCrNi合金氧化膜中的Zr(Fe,Ni)粒子,合金在360℃、18.6MPa含锂的水中腐蚀了14d.......
使用BaZrO3 坩埚真空感应熔炼了锆合金，采用SEM、EDS、XRD 等方法分析了坩埚与锆合金之间的界面反应。结果 表明：熔炼完合金后的BaZr......
针对大型Zr-4合金铸锭两火次锻造过程,运用Simufact-12.0软件进行数值仿真,结合金相显微观察,对比分析了不同加工温度对最终锻坯微......
根据实测的N18锆合金热压缩流变曲线,计算出该合金的热变形激活能Q=729551J/mol,并计算获得了合金的硬化敏感系数、硬化常数和回复......
核材料的安全性是核能发展的重要前提.本文针对现有核岛技术的第一安全屏障锆合金开展工作,对不同体系的材料在堆芯环境下开展了系......
锆合金由于其具有较小的热中子吸收截面、较好的力学性能和加工性能、以及良好的在高温高压水和蒸汽环境中的抗腐蚀性能，已被普遍用......
