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1.
Zr-4合金包壳包覆的U-Zr合金有望发展成为水冷反应堆的金属型核燃料。而燃料与包壳材料之间的相容性是反应堆安全运行的关键,但是,关于U-Zr合金燃料与Zr-4合金包壳材料界面元素扩散和反应的研究很少。为研究U-Zr合金与Zr-4合金之间的相容性和扩散行为,采用真空热压扩散法制备U-10wt.%Zr/Zr-4扩散偶,随后在高真空中580-1100℃高温热处理样品。采用扫描电镜和透射电镜分析检测扩散偶的界面微观结构和元素分布。系统研究了两种合金之间的相容性。δ-UZr2层和厚约20nm的富铀层形成于热压扩散法制备的样品界面。测量了合金界面扩散系数常数和扩散激活能,分别为4.23(±0.63)×10-6 m2/s和160.73(±1.67) kJ/mol。结果表明U-10wt.%Zr/Zr-4扩散偶的扩散系数大于U-Zr合金的,特别是在低温段。  相似文献   
2.
为研究U-Zr合金与Zr-4合金之间的相容性和扩散行为,采用真空热压扩散法制备U-10wt%Zr/Zr-4扩散偶,随后在高真空中580~1100℃高温热处理样品。采用扫描电镜和透射电镜分析检测扩散偶的界面微观结构和元素分布。系统研究了两种合金之间的相容性。δ-UZr_2层和厚约20nm的富铀层形成于热压扩散法制备的样品界面。测量了合金界面扩散系数常数和扩散激活能,分别为(4.23±0.63)×10~(-6)m~2/s和(160.73±1.67) kJ/mol。结果表明U-10wt%Zr/Zr-4扩散偶的扩散系数大于U-Zr合金的,特别是在低温段。  相似文献   
3.
采用扫描电镜(SEM),能谱仪(EDS),X-射线衍射仪(XRD)等方法,研究了U上磁控溅射Ti镀层在600℃,0.5h,150MPa条件下热等静压(HIP)处理对其表面界面特性及界面扩散的影响。结果表明:经HIP处理后,镀层致密性提高,膜基结合强度也提高,U、Ti在界面的扩散受到压力的抑制。  相似文献   
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