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1.
MAX相材料有作为事故容错燃料(accident tolerant fuel,ATF)包壳材料的潜力,为了全面了解MAX相材料在模拟正常工况下的腐蚀行为,使用基体为Ti3SiC2的MAX相陶瓷管材于400℃/10.3 MPa过热蒸气,360℃/18.6 MPa去离子水、3.5μL/L Li+1000μL/L B溶液和70μL/L Li溶液4种不同的水化学条件中进行腐蚀试验,采用XRD、SEM和FIB/TEM观察分析腐蚀前后样品的显微组织、晶体结构和成分。结果表明,Ti3SiC2管材在4种条件下的腐蚀速率均远高于参比Zr-4合金,腐蚀后主要检测到腐蚀产物TiO2,且其表面疏松多孔,未形成保护性的氧化膜。  相似文献   
2.
2011年日本福岛核事故暴露传统锆合金燃料包壳在失水事故(LOCA)工况下的安全性问题。为了探究新型Cr涂层锆合金包壳在LOCA工况下的性能,本研究针对物理气相沉积(PVD)工艺涂覆的12~15μm厚度Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管,开展模拟LOCA工况下的高温蒸汽氧化-淬火试验,氧化温度为1200℃和1300℃,单面氧化时间为10 min和20 min,淬火温度约800℃,之后对淬火后试样进行环压测试。结果发现,在研究条件下,Cr涂层未出现剥落,涂层完整;Cr涂层锆合金包壳外表面形成较为致密Cr2O3层,抑制O原子扩散至锆合金基体,阻止锆合金基体被氧化为ZrO2层和α-Zr(O)层,环压测试发现淬火后包壳保持良好塑性。研究表明,在本测试工况下Cr涂层锆合金包壳相比传统锆合金包壳具有更强的抗LOCA事故能力。  相似文献   
3.
自2011年日本福岛核事故后,事故容错燃料成为核电企业和相关科研机构的研究重点,旨在提升反应堆燃料系统的可靠性与安全性。锆合金包壳表面涂层技术是事故容错燃料研发的短期目标之一,其中,Cr涂层锆合金包壳为当前的主要技术路线。围绕涂层制备工艺、微观组织以及关键服役性能三方面,对Cr涂层锆合金的相关研究进展进行了综述。首先,对比介绍了锆合金表面金属Cr涂层制备工艺及其特点,涵盖了物理气相沉积、冷喷涂和3D激光熔覆等技术,同步介绍了国际核电巨头所采用的制备工艺及相关研发进展。其次,简单阐述了Cr涂层微观组织特征,重点阐述了正常运行工况下Cr涂层锆合金高温高压水腐蚀性能、高温高压水微动磨蚀性能、高温力学行为和辐照行为,以及事故工况下该材料体系高温内压爆破行为、高温蒸气氧化-淬火行为等,并同步针对其微观辐照机制、高温氧化/腐蚀机制等进行了归纳和深入分析。最后,对当前研究所存在的问题和未来发展方向进行了归纳分析。  相似文献   
4.
Cr涂层锆合金包壳具备抗高温蒸汽氧化性能优异、耐腐蚀和耐磨蚀性能良好、工程应用难度较小等特点,成为最具前景的近期型事故容错燃料候选材料之一。本工作以Zr-1Nb合金管为基体材料,采用磁控溅射工艺制备均匀致密Cr涂层,涂层厚度范围12~15μm。通过同步综合热分析仪开展双面高温蒸汽氧化试验,氧化温度为1000、1100和1200℃,氧化时间为300~5000s,系统研究反应堆事故工况下Cr涂层锆合金包壳高温蒸汽氧化行为。采用扫描电子显微镜、能谱仪和X射线衍射仪表征高温氧化产物膜微观形貌特征、氧化层厚度、元素分布以及物相组成等,建立Cr涂层氧化动力学模型,探讨高温氧化机理。研究表明,高温蒸汽环境中,Cr涂层锆合金包壳外壁形成致密Cr2O3层,有效阻止O元素扩散至Zr合金基体,从而提升复合包壳的耐高温性能。其次,Cr涂层高温蒸汽氧化动力学曲线遵循抛物线规律,氧化速率常数比锆合金低大约2个数量级,显著提升锆合金包壳抗高温蒸汽氧化性能。  相似文献   
5.
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,影响核电厂安全运行。在实际工况中,流体湍流引起格架和燃料棒之间的相对运动,其界面发生的位移可能是往复滑动,间歇冲击或数个运动的组合,即冲击-滑动摩擦磨损。涂层锆合金是事故容错燃料最有应用潜质的候选包壳,其磨损研究尚不够系统和全面。采用新型可控能量冲击-滑动磨损试验机,研究冲击能量和循环次数对锆合金 Cr 涂层磨蚀损伤行为的影响,并且对试验后试样进行白光干涉仪、扫描电镜(SEM)及电子探针(EPMA)等的表征,阐述锆合金 Cr 涂层磨蚀损伤的行为规律。结果表明:试样磨损随着循环次数的增加而增大,但随着冲击能量的增大而减小;Cr 涂层提高了界面的接触刚度和接触正压力值,并且减少了冲击过程中的接触时间,从而减小了包壳管材料的磨损。关注锆合金 Cr 涂层在低速高频模式下的耐磨损性能,可以为材料的工程应用提供试验数据。  相似文献   
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