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核燃料包壳材料Zr－4合金的缝隙腐蚀

材料研究学报 1996年第2期10卷 140-144页

作者：许淳淳岑晏青党艳春北京化工大学

采用模拟闭塞电池及动电位扫描法研究堆外模拟辐照与未辐照的Ｚｒ－４合金在水中的缝隙腐蚀敏感性结果表明，当电流通过闭塞区时，溶液ｐＨ值随时间下降，在闭塞区内Ｃｌ－的浓度随时间呈线性增大，而且经辐照的Ｚｒ－４合金闭塞区溶液... 详细信息

采用模拟闭塞电池及动电位扫描法研究堆外模拟辐照与未辐照的Ｚｒ－４合金在水中的缝隙腐蚀敏感性结果表明，当电流通过闭塞区时，溶液ｐＨ值随时间下降，在闭塞区内Ｃｌ－的浓度随时间呈线性增大，而且经辐照的Ｚｒ－４合金闭塞区溶液的ｐＨ下降及Ｃｌ－增浓均比未经辐照的显著动电位扫描法倒Ｚｒ－４合金模拟闭塞区溶液中的阳极极化曲线和线性极化的结果与模拟闭塞电池法的结果基本一致。

关键词：辐照缝隙腐蚀闭塞电池锆合金核燃料包壳

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核燃料包壳用锆合金领域在华专利分析

中国金属通报 2017年第8期 58-59页

作者：吴亦泉周航国家知识产权局专利局专利审查协作湖北中心材料部湖北武汉430070

为了实现中国核电"走出去"的国家战略目标,作为核电关键材料——核燃料包壳用锆合金的耐水侧腐蚀等性能对提高我国核电技术市场竞争力至关重要,本文对核燃料从年度、地域分布、重要申请人及其研究方向等进行多维度的统计分析,并在此基... 详细信息

为了实现中国核电"走出去"的国家战略目标,作为核电关键材料——核燃料包壳用锆合金的耐水侧腐蚀等性能对提高我国核电技术市场竞争力至关重要,本文对核燃料从年度、地域分布、重要申请人及其研究方向等进行多维度的统计分析,并在此基础上为该领域发展提出建议。

关键词：核燃料包壳锆合金耐蚀 PCI 蠕变中国专利分析

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三维编织技术在碳化硅核燃料包壳中的应用

高科技纤维与应用 2021年第5期46卷 56-61页

作者：尉寄望王海涛荆云娟韦鑫张新元陕西省纺织科学研究院陕西西安710038

碳化硅核燃料包壳的研究是核燃料元件领域的一个研究热点。三维编织预制体具有独特的力学优势,三维编织技术在碳化硅核燃料包壳中有着广泛的应用。本文讨论了三维编织预制体的技术特点,介绍了三维编织技术在碳化硅核燃料包壳中的应用。

关键词：三维编织碳化硅核燃料包壳力学性能

Cr涂层Zr-1Nb合金包壳在高温高压水中的微动磨损行为

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稀有金属材料与工程 2024年第10期53卷 2843-2851页

作者：廖业宏戴龚颖严俊林晓冬彭振驯梁雪李毅丰薛佳祥李强中广核研究院有限公司核燃料与材料研究所上海大学材料研究所上海大学分析测试中心

采用3D光学表面轮廓仪、扫描电子显微镜、电子背散射衍射和能谱仪等测试技术研究了290和310℃下Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管与格架在模拟压水堆一回路水环境中的微动磨损行为。结果表明，当Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管与对磨副材料（Zr-4刚凸或I... 详细信息

采用3D光学表面轮廓仪、扫描电子显微镜、电子背散射衍射和能谱仪等测试技术研究了290和310℃下Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管与格架在模拟压水堆一回路水环境中的微动磨损行为。结果表明，当Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管与对磨副材料（Zr-4刚凸或Inconel 718弹簧）组成摩擦副时，微动磨损机制均以粘着磨损为主，伴随着对磨副材料向Cr涂层包壳管的转移。随温度升高，Cr涂层包壳管表面磨损量增加，其抗微动磨损性能下降，但在试验温度范围内微动磨损机制未发生变化。此外，当对磨副为刚凸时Cr涂层包壳管的磨损程度大于对磨副为弹簧时的磨损程度，这与对磨副的硬度和接触方式有关。

关键词：核燃料包壳 Cr涂层锆合金高温高压水微动磨损对磨副

Cr涂层对Zr-1Nb合金包壳微动磨损行为的影响

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稀有金属材料与工程 2022年第9期51卷 3419-3426页

作者：彭振驯王占伟严俊赵亚欢梁雪刘婷婷马文慧任啟森廖业宏李坤中广核研究院有限公司广东深圳518026 上海大学微结构重点实验室上海200444

采用三维白光干涉仪、扫描电子显微镜、能谱仪等表征技术对比研究Cr涂层Zr-1Nb合金包壳和Zr-1Nb合金包壳与格架在模拟压水堆一回路水环境下的微动磨损行为及损伤机制。结果表明,Cr涂层显著提高Zr-1Nb合金包壳的抗微动磨损性能。此外,对... 详细信息

采用三维白光干涉仪、扫描电子显微镜、能谱仪等表征技术对比研究Cr涂层Zr-1Nb合金包壳和Zr-1Nb合金包壳与格架在模拟压水堆一回路水环境下的微动磨损行为及损伤机制。结果表明,Cr涂层显著提高Zr-1Nb合金包壳的抗微动磨损性能。此外,对磨副为刚凸时,Zr-1Nb合金包壳微动磨损机制以磨粒磨损和剥层磨损为主,而Cr涂层Zr-1Nb合金包壳由于表面硬度较高,且表面形成具有保护作用的三体层,其损伤机制以黏着磨损和材料单向转移为主。对磨副为弹簧时,Zr-1Nb合金包壳微动磨损机制主要为剥层和黏着磨损,Cr涂层Zr-1Nb合金包壳主要为磨粒磨损。

关键词：核燃料包壳 Zr-1Nb合金 Cr涂层微动磨损

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SiC-水界面辐照析氢与水热腐蚀研究

SiC-水界面辐照析氢与水热腐蚀研究

作者：师鹏飞南京航空航天大学

学位级别：硕士

核燃料包壳材料的机械边界的完整性可以防止放射性物质泄漏,锆合金包壳材料在高温高压水环境条件下易发生锆-水反应,导致包壳材料氢化,产生氢气,机械性能下降。碳化硅陶瓷基复合材料具有中子吸收截面小、辐照稳定性好、高温化学性能稳... 详细信息

核燃料包壳材料的机械边界的完整性可以防止放射性物质泄漏,锆合金包壳材料在高温高压水环境条件下易发生锆-水反应,导致包壳材料氢化,产生氢气,机械性能下降。碳化硅陶瓷基复合材料具有中子吸收截面小、辐照稳定性好、高温化学性能稳定、熔点高等优异性能,一直被认为是一种潜力巨大的新型候选的包壳材料。目前存在的可行性研究中大部分都集中在SiC微观结构演变、变形、质量损失和力学性能等方面。但是,对SiC的水热溶解和SiC-HO界面在放射性条件下通过能量转移进而分解产生的易燃易爆的气体的部分,研究不够充分。本文对纳米碳化硅材料各种条件下的氢气产额和气体产物的分析做了研究,其内容如下:1.搭建（辐照）高温高压反应平台,通过法兰紧固件密封,法兰面集成进气口、压力测量、取样口;加热装置集成了辐射窗口、温度测量及程序升温功能;该反应装置用以模拟反应堆正常运行工况的温度和压力条件。以C源作为实验用放射源,通过在一定的区域范围内使用装有Fricke剂量计的西林瓶（容积为5 m L）,标记反应釜内外的辐照剂量。2.使用高温高压反应平台进行SiC的水热腐蚀实验,实验条件模拟反应堆一回路的温度与管道压力,实际采用温度300℃、压力为10 MPa,通过反应釜的取样口使用一次性取气袋进行气体采集,采用针进样注入气象色谱进行分析;SiC在不同p H水环境中发生了溶解,扫描电镜显示水热反应过程中材料表面有少量的溶解。与此同时,水热过程中产生了一定量的CH,而H的生成则随着反应时间的延长而减少。3.研究Co-γ射线作用下SiC悬浮液的表面反应。由于界面电荷转移过程的存在,水辐解连续产生的活性自由基在某种程度上极大增强了H的产额。与水热反应类似,辐解下氢气的产生也随接触表面的增加而发生了加速,这与SiC颗粒尺寸从500 nm减小到30 nm,重量百分比从3%增加到7%有关。XPS、FTIR、SEM和XRD数据发现,γ辐照后微观结构未发生显著改变。

关键词：核安全辐射核燃料包壳碳化硅气体生成