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用SEM波谱分析手段,定性研究了合金元素铌在新锆合金中的存在方式.结果表明,添加的合金元素铌主要存在于LAVES相中,在α-Zr中的固溶度则小于100 μg·g-1.由此可推断,铌和铁、铬共存时,优先形成沉淀相,造成它在α-Zr中固溶量的降低.结合2种新锆合金(低铌NZ2 ,高铌NZ8)板材在360 ℃含锂水中和400、500 ℃蒸汽中的堆外高压釜腐蚀性能方面的以往研究结果,对铌的作用进行了唯象的讨论,并指出,认知固溶于α-Zr中微量的铌和大量存在于LAVES相中的铌对腐蚀机理的影响是今后研究的重要课题. 相似文献
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燃料元件包壳的水侧腐蚀性能是PWR核电站提高燃耗的主要限制因素。为比较新锆合金与Zr-4的水侧腐蚀性能,进行了新锆合金堆外热流条件下的动水腐蚀实验。 由于热流对包壳材料的腐蚀性能影响很大,实验采用电加热模拟元件使样品表面产生热负荷。为了不破坏实验样品的表面状态,采用电热元件间接加热方式。该实验采用的电热元件间接加热方式的实验技术在国内尚属首次。由于元件的功率密度高,又采用间接加热方式,增加了元件制造的难度。在元件的设计制造中,采取了精确控制各部分尺寸,精心设计选择绝缘材料、加 相似文献
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分别采用1 045 ℃/40 min 500 ℃/1.5 h、1 045 ℃/40 min 40%冷加工 500 ℃/1.5 h、1 045 ℃/40 min 70%冷加工 500 ℃/1.5 h工艺,将Zr-Sn-Nb新锆合金加工成厚度为1.4 mm的试样,用透射电镜观察它们的显微组织,对各种条件处理的试样进行拉伸性能研究.结果表明:在本试验所有的形变和热处理中,1 045 ℃/40 min 70%冷加工 500 ℃/1.5 h处理的样品的拉伸性能最好,这归因于经此工艺处理后的析出相细小、弥散、均匀分布,使材料得到第二相较理想的强化效果. 相似文献
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《核动力工程》2017,(5):132-137
采用静态高压釜研究了去应力态和再结晶态的SZA-4(Zr-0.8Sn-0.25Nb-0.35Fe-0.1Cr-0.05Ge)、SZA-6(Zr-0.5Sn-0.5Nb-0.3Fe-0.015Si)锆合金以及去应力态的参比合金A(Zr-1Sn-1Nb-0.1Fe)在360℃/18.6MPa去离子水、360℃/18.6 MPa/0.01 mol·L~(-1)含锂水和400℃/10.3 MPa过热蒸汽3种条件下的耐腐蚀性能,采用扫描电子显微镜(SEM)和透射电子显微镜(TEM)观察分析合金的微观结构。结果表明:在3种腐蚀条件下,SZA-4和SZA-6的耐腐蚀性能均明显优于参比合金A,相同腐蚀条件下,再结晶态的SZA-4耐腐蚀性能优于去应力态,而SZA-6表现出相反规律;SZA-4中存在2种密排六方结构(HCP)的第二相,一种为尺寸较小的Zr(NbFeCr)_2,另一种为尺寸较大的Zr(NbFeCr Ge)_2;SZA-6中存在着面心立方结构(FCC)的(ZrNb)_2Fe和密排六方结构(HCP)的Zr(NbFe)_2两种第二相。探讨了合金成分和第二相对3种Zr-Sn-Nb锆合金耐腐蚀性能的影响机理,认为合金成分是引起耐腐蚀性能差别的主要原因。 相似文献
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CAP1400燃料组件用新锆合金研究 总被引:1,自引:0,他引:1
在Zr-Sn-Nb系合金的基础上添加微量合金元素Ge和Si等,采用真空电弧熔炼,制备了多种新锆合金。使用透射电子显微镜(Transmission electron microscope,TEM)对合金基体进行显微组织分析,分别通过堆外高压釜腐蚀试验、定氢分析仪和万能材料试验机对合金的腐蚀、吸氢和拉伸性能进行评估。结果表明,常规工艺处理后,SZA-4和SZA-6合金均发生了完全再结晶,第二相细小、均匀弥散分布在晶粒内和晶界上;SZA-4和SZA-6合金在三种水化学条件下均具有优良的耐腐蚀性能,SZA-6合金的耐腐蚀性能优于参考合金,SZA-4合金的耐腐蚀性能略优于SZA-6合金;SZA-6合金的吸氢性能略优于SZA-4合金;两种合金的拉伸性能满足设计要求。基于SZA-4和SZA-6合金优良的耐腐蚀、吸氢和力学性能,未来将有望用于CAP1400自主化燃料组件。 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报(英文版)》2001,(1)
The corrosion of fuel cladding in PWR limits the extension of burnup. To compare the corrosion resistance of Zr-4 and new zirconium-based alloys, the out-of-pile water-side corrosion test has been conducted for these materials.To study the effects of heat flux on the corrosion of cladding, and keep the surface of cladding as an original 'as-received' statement, the heat elements are introduced into the inside of the cladding tubes.The materials have been exposed for 205 d till now. The oxide film performed on the surface of cladding is black and glossy. The thickness of oxide is measured by the method of eddy current. 相似文献
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锆合金耐腐蚀性能研究综述 总被引:8,自引:0,他引:8
锆合金主要用作核反应堆燃料元件的包壳材料及其他堆内构件。回顾了有关锆合金水侧腐蚀的主要研究结果及存在的问题,概括了现有的理论及面临的挑战。80年代,关于锆合金化学成分、微观结构及辐照对耐腐蚀性能影响的研究取得了很大进展。近几年来的研究工作主要集中在探索腐蚀机理、选择最佳合金成分及控制微观结构方面,以满足提高燃耗、降低核电成本后对锆合金提出的更高要求。 相似文献
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用真空电子束焊接方法将Zr-4板对接焊后,焊缝的耐腐蚀性能很差,在400℃过热水蒸汽中腐蚀3—14天后,焊接熔化区的表面形成了白色的氧化膜。用电子探针研究了熔区中合金成分的变化和耐腐蚀性能间的关系,锆果表明:熔区中Sn、Fe和Cr合金元素的挥发损耗是造成耐腐蚀性能变差的主要原因,当采用合金成分高于Zr-4的锆合金板与Zr-4板对接焊后,可以补偿熔区中合金元素因挥发而造成的损耗,明显改善焊缝熔区的耐腐蚀性能;若在锆合金中添加0.4%—0.5%的Nb,使熔区中形成新的锆合金,特有益于改善焊缝的耐腐蚀性能.但焊接后的样品应在500—600℃进行退火处理,使添加Nb后形成的βZr分解为稳定的αZr βNb,以进一步改善焊缝的耐腐蚀性能。 相似文献
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热处理对含Nb锆合金焊接试样显微组织和耐腐蚀性能的影响 总被引:2,自引:0,他引:2
用真空电子束焊接方法将Zr-1.88Sn-0.35Fe-0.52Nb合金板与Zr-4板对接焊的样品,在400C、10.3MPa过热水蒸汽中腐蚀165d后,用光学显微镜从样品横截面上测量了焊接面和其背面不同部位的氧化膜厚度,并用透射电镜观察了不同部位锆合金的显微组织。结果表明:焊接样品经过500C退火处理,耐腐蚀性能明显提高,在相同的熔区和热影响区(含Nb侧)内,经过退火和未经退火的样品表面氧化膜的厚度相差10-20倍;焊接冷却时形成的bZr在退火时分解为aZr bNb是提高耐腐蚀性能的主要原因;焊接样品经过500C-1.5h退火处理后,熔区的耐腐蚀性能非常优良,在400C过热蒸汽中腐蚀165d后,氧化膜厚度未超过2mm,折算为腐蚀增重只有30mg·dm-2。根据电子探针的分析结果,熔区中的成分大约是Zr-1.2Sn-0.25Nb-0.25Fe-0.02Cr。 相似文献