中国学术期刊网络出版总库
  关闭
热处理影响Zr-4合金耐疖状腐蚀性能的机制  
   推荐 CAJ下载 PDF下载
【英文篇名】 Effect Mechanism of Heat Treatments on Nodular Corrosion Resistance of Zircaloy-4
【下载频次】 ★★★★★
【作者】 周邦新; 李强; 姚美意; 夏爽; 刘文庆; 褚于良;
【英文作者】 Zhou Bangxin1; Li Qiang2; Yao Meiyi1; Xia Shuang1; Liu Wenqing2; Chu Yuliang2 (1. Shanghai University; Shanghai 200072; China) (2. The Key Laboratory for Advanced Micro-Analysis; Shanghai University; Shanghai 200444; China);
【作者单位】 上海大学材料研究所; 上海大学微结构研究重点实验室; 上海大学微结构研究重点实验室 上海;
【文献出处】 稀有金属材料与工程 , Rare Metal Materials and Engineering, 编辑部邮箱 2007年 07期  
期刊荣誉:中文核心期刊要目总览  ASPT来源刊  中国期刊方阵  CJFD收录刊
【中文关键词】 Zr-4合金; 疖状腐蚀性能; 显微组织; 热处理;
【英文关键词】 zircaloy-4; nodular corrosion resistance; microstructure; heat treatment;
【摘要】 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,耐疖状腐蚀性能明显不同。提高Fe,Cr合金元素在α-Zr中过饱和固溶含量,可以明显改善耐疖状腐蚀性能,第二相的大小不是决定的因素。用高分辨扫描电镜观察了氧化膜的内表面形貌和断口形貌,研究了耐疖状腐蚀性能与氧化膜显微组织之间的关系。从疖状腐蚀斑的成核与长大,热处理会引起Fe和Cr合金元素在α-Zr中过饱和固溶含量的变化,以及从氧化膜生长的各向异性与α-Zr中合金元素过饱和固溶含量的关系出发,讨论了热处理影响耐疖状腐蚀性能的机制。
【英文摘要】 The effects of heat treatments on the nodular corrosion resistance of Zircaloy-4 have been investigated in the super-heat steam of 500 ℃ and 10.3 MPa by autoclave tests. It is found that the nodular corrosion resistances are obviously different for the specimens heat treated at 600 ℃, 820 ℃ and 1000 ℃, respectively. The key factors improving the nodular corrosion resistance are the supersaturated solid solution contents of Fe and Cr alloying elements in α-Zr matrix, but the size of the second phase particle...
【基金】 国家自然科学基金资助项目(50371052); 上海市重点学科建设资助项目(T0101); 核燃料及材料国家级重点实验室资助项目(514810102.04.QT06.01)
【更新日期】 2007-10-17
【分类号】 TL341
【正文快照】 1引言锆合金是核动力反应堆中一种重要的结构材料,用作核燃料元件的包壳。锆合金在高温高压水中或过热蒸汽中服役时,与H2O反应后生成ZrO2和H2,锆合金受到腐蚀的同时还会吸收氢。这种腐蚀过程可分为均匀腐蚀和不均匀的疖状腐蚀,在水质经过加氢除氧的压水堆工况下是均匀腐蚀;在沸

xxx
【读者推荐文章】中国期刊全文数据库 中国博士学位论文全文数据库 中国优秀硕士学位论文全文数据库 中国重要会议论文全文数据库
【相似文献】
中国期刊全文数据库
中国优秀硕士学位论文全文数据库
中国博士学位论文全文数据库
中国重要会议论文全文数据库
中国重要报纸全文数据库
中国学术期刊网络出版总库
点击下列相关研究机构和相关文献作者,可以直接查到这些机构和作者被《中国知识资源总库》收录的其它文献,使您全面了解该机构和该作者的研究动态和历史。
【文献分类导航】从导航的最底层可以看到与本文研究领域相同的文献,从上层导航可以浏览更多相关领域的文献。

工业技术
  原子能技术
   核反应堆工程
    反应堆材料及其性能
     结构材料
  
 
  CNKI系列数据库编辑出版及版权所有:中国学术期刊(光盘版)电子杂志社
中国知网技术服务及网站系统软件版权所有:清华同方知网(北京)技术有限公司
其它数据库版权所有:各数据库编辑出版单位(见各库版权信息)
京ICP证040431号    互联网出版许可证 新出网证(京)字008号