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利用扫描电镜和EDXA对新锆合金碘致应力腐蚀的断口进行了形貌观察和成分分析。在断口表面发现腐蚀产物、二次裂纹、沿晶开裂和穿晶准解理开裂等应力腐蚀断裂特征,并观察到锆合金碘致应力腐蚀的“沟槽”特征。起裂区为沿晶开裂,在裂纹扩展阶段,开裂以穿晶为主。断口上腐蚀产物的成分主要是氧和锆,局部准解理开裂区域可检测到碘。去应力退火试样上发现了平行轧面的深沟,且沿晶开裂不明显。试验温度升高,断口上的腐蚀产物增多,而且沿晶开裂更容易。碘分压不仅影响腐蚀产物层的厚度,而且碘分压较高时沿晶开裂容易发生。 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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《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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改善锆-4合金耐腐蚀性能的研究 总被引:9,自引:0,他引:9
研究了改变最后一次中间退火的热处理制度对核燃料锆4包壳管耐腐蚀性能的影响。由原来的650℃退火改为830℃。相上限温区加热淬火后,无论对耐疖状腐蚀还是耐均匀腐蚀性能都有显著改善。在1030℃β相加热淬火后,虽然耐疖状腐蚀性能有明显改善,但作长期均匀腐蚀时,腐蚀增重与时间之间的变化会出现第二次传折,耐均匀腐蚀性能不好。影响耐腐蚀性能的主要因素是Fe和Cr合金元素在αZr中的固溶含量,而不是第二相粒子的大小。Fe和Cr合金元素在αZr中的过饱和固溶含量,控制在~200μg/g是比较合适的,固溶含量过多又会引起长期均匀腐蚀性能变坏的倾向。 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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本工作模拟草酸钚沉淀母液蒸发浓缩工艺的运行条件,依据GB/T 4334.3-2000的实验要求,开展了含草酸的硝酸溶液对锆合金板材和焊件的腐蚀行为研究。采用称重法获得了腐蚀速率数据,采用扫描电镜观察金属表面的腐蚀形貌,并测定了腐蚀溶液中金属离子的浓度。结果表明:模拟实验条件下锆合金各腐蚀样品腐蚀速率均极低,测得的锆合金板材的最大平均腐蚀速率为0.001 0 g/(m2·h),焊件的最大平均腐蚀速率为0.000 7 g/(m2·h),硝酸浓度和温度变化不增加锆的腐蚀速率,腐蚀性能显著优于不锈钢。这些初步解释了法国后处理厂选择Zr-702为草酸钚沉淀母液蒸发浓缩设备材料的原因。 相似文献
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Zr-Sn-Nb-Fe合金显微组织及耐腐蚀性能研究 总被引:1,自引:0,他引:1
将Zr-Sn-Nb-Fe合金样品冷轧后在500和560℃下分别保温不同时间,在350℃、16.8MPa、含70μg/gLi+的LiOH水溶液中腐蚀,500℃/100h样品的耐腐蚀性能最好。用透射电镜(TEM)研究了这些样品的显微组织和第二相,观测到随着保温时间延长,500℃下保温样品中的第二相由连续片层逐渐转变成带状分布的颗粒,保温时间达到100h时,基体内析出βNb。560℃下保温样品与500℃下保温样品有相似的组织转变过程,只是时间大幅缩短,保温仅10h时,基体已完全再结晶为等轴晶。 相似文献
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采用直流电压降(DCPD)裂纹长度在线测量技术研究了溶解氧(DO)和溶解氢(DH)对冷变形690 MA合金在360 ℃水环境中应力腐蚀(SCC)裂纹扩展速率(CGR)的影响规律,并结合高分辨微观表征技术观察了裂纹尖端形貌和腐蚀产物特征,解释了溶解气体对SCC的影响机理。结果表明,DH环境下的CGR约为DO环境下的2~4倍。TEM分析表明,冷变形690 MA合金在DH和DO环境中的裂纹尖端形貌相似,裂纹尖端前端均未发现显著的晶界氧化。DH环境下CGR与晶界孔洞密度有较好的对应关系,表明介质中的DH可促进裂纹尖端前端晶界碳化物附近孔洞的生成、降低晶界结合力,进而加速裂纹扩展。 相似文献
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研究了聚碳硅烷(PCS)粉末的高温裂解特性及PCS粉末与锆粉间的化学反应机理,并在900 ℃制备了SiC涂层。研究发现,900 ℃开始,PCS裂解产物由无定形态SiC向结晶态转变。不同温度下,PCS粉末与锆粉的混合物发生一系列化学反应,产物为ZrC、Zr2Si、Si3Zr5,通过调节反应温度,可控制该化学反应的程度,进而实现对涂层成分的调节。采用先驱体转化法(PIP)在锆合金包壳表面制备了SiC涂层,经PCS溶液浸涂-裂解3次循环可得到SiC陶瓷层,厚度为4 μm,涂层成分为SiC,ZrC为过渡层。划痕法测试得到涂层附着力等级为1~2级。 相似文献