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合金成分及热处理对锆合金腐蚀和吸氢行为影响的研究     在线阅读　整本下载　分章下载　分页下载 本系统暂不支持迅雷或FlashGet等下载工具
【英文题名】 The Effect of Alloying Composition and Heat Treatments on the Corrosion and Hydrogen Uptake Behaviors of Zirconium Alloys
【作者】 姚美意;
【导师】 周邦新;
【学位授予单位】 上海大学;
【学科专业名称】 材料学
【学位年度】 2008
【论文级别】 博士
【网络出版投稿人】 上海大学
【网络出版投稿时间】 2008-12-10
【基金】 国家自然科学;
【关键词】 锆合金; 腐蚀; 吸氢; 第二相; 水化学;
【英文关键词】 Zirconium alloy; Corrosion; Hydrogen uptake; Second phase particles; Water chemistry;
【中文摘要】 在水冷核动力反应堆中，锆合金是一种重要的结构材料，用作核燃料的包壳，腐蚀和吸氢是其应用中遇到的两个重要问题，这涉及核燃料元件的寿命和反应堆运行的安全可靠性。随着燃料组件燃耗的进一步提高，如何提高锆合金包壳的耐腐蚀性能和降低腐蚀时的吸氢量是两个值得深入研究的问题。本工作以Zr-2(Zr-1．5Sn-0．2Fe-0．1Cr-0．05Ni)、Zr-4(Zr-1．5Sn-0．2Fe-0．1Cr)、N36(Zr-1Sn-1Nb-0．3Fe)和N18(Zr-1Sn-0．35Nb-0．3Fe-0．1Cr)四种成分锆合金为研究对象，采用不同的热处理制备第二相尺寸和数量不同的样品，研究了这些样品在400℃／10．3MPa过热蒸汽和360℃／18．6MPa/0．01M LiOH水溶液中的腐蚀和吸氢行为，探讨了第二相影响锆合金腐蚀时吸氢行为的机理。得到的主要实验结果和结论如下： 1．经β相水淬处理的Zr-4样品在360℃／LiOH水溶液中腐蚀时表现出非常优良的耐腐蚀性能，在长达529d的腐蚀试验中，腐蚀增重一直与ZIRLO和N18合金的相当。β相水淬处理后Zr-4合金基体中过饱和固溶的Fe和Cr含量分别达到700...
【英文摘要】 Zirconium alloys are used as the fuel cladding materials in water-cooled nuclear power reactors. Corrosion and hydrogen uptake are two important issues in the application of zirconium alloys, which involves the lifetime of fuel assembles, and the safety and reliability of the operation for nuclear power reactors. Hence, how to improve the corrosion resistance and reduce the amount of hydrogen uptake of the fuel cladding for high burn-up of fuel assemblies need to be further investigated. In this study...
【更新日期】 2009-01-05

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